(ПБЯ 04-74) Правила ядерной безопасности атомных электростанций.

Государственный комитет по использованию атомной энергии СССР
Государственная инспекция по ядерной безопасности СССР (ГОСАТОМНАДЗОР СССР)

ПРАВИЛА

ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ ,

IIБЯ-04-74

МОСКВА АТОМИЗДАТ 1976

УТВЕРЖДЕНО

Госатомнадзором СССР 31 декабря 1974 г.
l. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
1.1. Настоящие «Правила ядерной безопасности атомных электростанций ПБЯ—04—74» * устанавливают требования и условия обеспечения ядерной безопасности на атомных электростанциях СССР. Действие «Правил» распространяется на все действующие, строящиеся и проектируемые атомные электростанции, а также атомные теплофикационные станции и атомные станции теплоснабжения** СССР, независимо от их типа
Примечание. Отступления от настоящих «Правил» для действующих, строящихся АЭС, технические проекты которых утверждены до выпуска «Правил», должны быть обоснованы проектными и эксплуатирующими организациями и согласованы с Госатомнадзором СССР.
1.2. Настоящие «Правила» составлены с учетом действующих в СССР нормативных документов и опыта эксплуатации атомных электростанций.
1.3. «Правила» регламентируют вопросы безопасности АЭС, связанные с предотвращением потери контроля и управлення цепной реакцией деления в активной зоне реактора и исключением возможности образования критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении тепловыделяющих сборок (ТВС) и проведении монтажных и ремонтных работ
1.4. «Правила» содержат основные технические и организационные требования обеспечения ядерной безопасности при проектировании, строительстве и эксплуатации атомных электростанций и требования к подготовке и квалификации персонала АЭС.
1.5. Ядерная безопасность АЭС обеспечивается наличием соответствующего оборудования, его техническим совершенством и надежностью, контролем за его состоянием, а также контролем технологических процессов при эксплуатации, правильной организацией работ, профессиональной квалификацией и дисциплиной персонала.
* Далее в тексте «Правила»
**Далее в тексте атомная электростанция (АЭС)
1.6. «Правила» являются обязательными для всех ведомств, предприятий и организаций при проектировании строительстве и эксплуатации атомных электростанций.
Ответственность за выполнение и контроль за соблюдением настоящих «Правил» при эксплуатации АЭС возлагаются на дирекцию станции, а также руководящих и инженерно технических работников ведомств, в ведении которых находится атомная электростанция.
1.7. Инструкция по эксплуатации реакторной установки АЭС (технологический регламент) и другая документация должны быть составлены в соответствии с требованиями по обеспечению ядерной безопасности, изложенными в настоящих «Правилах».
1.8. Предприятия и ведомства, осуществляющие разработку оборудования, строительство и эксплуатацию АЭС, обязаны по требованию Госатомнадзора СССР представлять де тальник) информацию, связанную с обеспечением ядерной безопасности, в виде проектных материалов, результатов ис следований и расчетов, информации по эксплуатации, а так же акты испытаний и проверок оборудования, сведения по эксплуатации оборудования и подготовке персонала.
1.9. По мере накопления опыта проектирования, coopужения и эксплуатации АЭС с реакторами различных типов «Правила» могут изменяться и дополняться.
1.10. Лица, виновные в нарушении «Правил», привлекаются к административной или судебной ответственности в соот ветствии с действующим Законодательством.

2. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ, ОПРЕДЕЛЕНИЯ И ТЕРМИНОЛОГИЯ

2.1. Атомная электростанция (АЭС) — комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую.
2.2. Атомная теплофикационная станция и атомная станция теплоснабжения — комплекс, включающий ядерный peaк тор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую.
2.3. Система управления и защиты (СУЗ)—технологическая система реактора АЭС, представляющая собой совокупность устройств, предназначенных для:
— контроля мощности (интенсивности цепной реакции);
— управления цепной реакцией;
— аварийного гашения цепной реакции.
2.4. Контрольно-измерительные приборы (КИП)—система датчиков и приборов для контроля технологических параметров реакторной установки АЭС (температуры, давления, расхода теплоносителя и т. д.).
2.5. Аварийная защита (A3) — устройство СУЗ, предназначенное для быстрого автоматического и ручного дистанционного гашения цепной реакции.
2.6. Автоматический регулятор (АР)—устройство СУЗ, предназначенное для автоматического управления мощностью реактора (интенсивностью цепной реакции).
2.7. Ручной регулятор (РР)—дистанционно управляемое с пульта устройство СУЗ, предназначенное для воздействия на реактивность реактора.
2.8. Компенсирующий орган (КО) — автоматически или дистанционно управляемое с пульта устройство СУЗ, предназначенное для подавления реактивности в случаях, когда эффективности регуляторов для этой цели недостаточно.
2.9. Минимально-контролируемый уровень (МКУ) — минимальный уровень мощности реактора, достаточный для контроля за цепной реакцией с помощью штатной аппаратуры СУЗ
2.10. Локальная критмасса — количество ядерного топлива в части активной зоны, в пределах которой может возникнуть неуправляемая самоподдерживающаяся цепная реакция.
2.11. Физический пуск АЭС — загрузка активной зоны плотными тепловыделяющими сборками (ТВС), достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых экспериментов на уровне мощности, при которой разогрев теплоносителя энергией деления незначителен.
2.12. Энергетический пуск АЭС — вывод реактора с уровня мощности физического пуска, до уровня, достаточного для пуска турбины и проведения необходимых экспериментов при поэтапном подъеме мощности.
2.13. Ядерная авария — потеря управления цепной реакцией в реакторе, либо образование критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении тепловыделяющих сборок, приведшие к потенциально опасному облучению людей или к повреждению тепловыделяющих элементов (твэ-лов) сверх допустимых пределов.
2.14. Ядерноопасный режим — отклонения от пределов л условии безопасной эксплуатации реакторной установки АЭС, не приведшие к ядерной аварии.
2.15. Максимальный запас реактивности — реактивность, реализуемая в реакторе при удалении всех исполнительных органов СУЗ, включая растворы жидких поглотителей, для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения (kэф).

3. ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К КОНСТРУКЦИИ

РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ И СИСТЕМАМ, ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ]

ЯДЕРНУЮ БЕЗОПАСНОСТЬ

3.1. Общие требования.
реактора.
7.2. Ядерноопасные ремонтные работы проводятся, как правило, на остановленном подкритическом реакторе по специальному техническому решению, утвержденному дирекцией АЭС.
Техническое решение должно содержать:
— перечень ядерноопасных операций;
— технологию ведения ядерноопасной работы;
— технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности.
Дирекцией АЭС назначается ответственный за проведение ядерноопасных ремонтных работ.
7.3. Подкритичность остановленного реактора при проведении ядерноопасных ремонтных работ должна быть не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.
7.4. После завершения ремонта оборудования и систем, влияющих на реактивность активной зоны и ядерную безопасность АЭС, должна проводиться их проверка на соответствие утвержденным характеристикам.

8. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИИ ЯДЕРНЫХ АВАРИЙ

8.1. Действия персонала АЭС в случае возникновения ядерной аварии определяются инструкцией по ликвидации последствий аварий.
8.2. В инструкции должны быть рассмотрены возможные аварийные ситуации и разработаны меры по ликвидации последствий аварий.
На случай возможной аварии должны быть указаны обязанности и действия сменного персонала, а также координация действий служб и подразделений АЭС и внешних организаций, таких как местные органы власти, пожарная охрана, милиция, медицинские учреждения, органы гражданской обороны и т. д.
В соответствии с инструкцией должны проводиться противоаварийные учения. Дирекция АЭС утверждает периодичность и порядок их проведения.
8.3. 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.
8.4. Ядерные аварии расследуются в соответствии с «Инструкцией по расследованию аварий, связанных с нарушением ядерной безопасности на предприятиях, в организациях и учреждениях, подконтрольных Государственной инспекции по ядерной безопасности СССР».

9. ПОДГОТОВКА ПЕРСОНАЛА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

9.1. Эксплуатация реакторной установки АЭС производится персоналом, включенным в состав смены (сменным персоналом).
9.2. Сменный персонал допускается к самостоятельной работе после стажировки и сдачи экзаменов на знание рабочего места и действующих на рабочем месте инструкций.
9.3. Допуск сменного персонала к самостоятельной работе оформляется приказом дирекции АЭС.
9.4. Программа квалификационных экзаменов, состав экзаменационной комиссии и порядок стажировки утверждаются дирекцией АЭС.
9.5. Сменный персонал не реже одного раза в год сдает экзамены на знание рабочего места и каждые шесть месяцев проходит инструктаж по действующим на АЭС положениям и инструкциям в пределах своих должностных обязанностей.

10. ПРОВЕРКА И ИНСПЕКЦИЯ СОСТОЯНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

10.1. Ведомство, в подчинении которого находится АЭС, должно обеспечивать проведение необходимых организационно-технических мероприятий, направленных на соблюдение требований ядерной безопасности на АЭС, и контроль за их выполнением.
10.2. Периодически (не реже одного раза в год) приказом , дирекции АЭС назначается внутренняя комиссия по проверке состояния ядерной безопасности. Акт комиссии утверждается дирекцией АЭС. Один экземпляр акта направляется в Госатомнадзор СССР.
10.3. Периодически (не реже одного раза в три года) Госат