(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 осущест