Федеральный надзор России по ядерной и радиационной
безопасности
(Госатомнадзор России)
ПРАВИЛА И НОРМЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
Утверждены Постановлением
Госатомнадзор России
от 30.12.1994 г. №11
О Б Щ И Е П О Л О Ж Е Н И Я
ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ
(ОПБ ИР-94)
Введен в действие
с 1 июля 1995 г.
Москва 1994
СОДЕРЖАНИЕ
Термины и определения 3
1. Общая часть 8
1.1. Назначение документа 8
1.2. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности 9
2. Классификация систем и элементов 12
3. Государственное регулирование и надзор за безопасностью 14
4. Требования к исследовательскому реактору, его системам
и элементам при проектировании и строительстве исследо-
вательских реакторов 14
4.1. Общие требования 14
4.2. Системы нормальной эксплуатации 16
4.3. Системы безопасности 18
4.4. Экспериментальные устройства 21
5. Обеспечение безопасности при эксплуатации 22
5.1. Организация эксплуатации и эксплуатационная
документация 22
5.2. Эксплуатационный персонал 24
5.3. Внесение изменений в конструкцию системы и элементов 24
5.4. Ввод ИР в эксплуатацию 25
5.5. Планирование мероприятий на случай аварии 26
6. Радиационная безопасность 27
7. Снятие с эксплуатации 29
8. Обеспечение качества 30
ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ
1. Аварийная ситуация - состояние исследовательского реактора (ИР), характеризующееся нарушением предела и/или условия безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.
2. Авария - нарушение эксплуатации ИР, при котором произошел выход радиоактивных продуктов и/или ионизирующих излучений за предусмотренные в проекте для нормальной эксплуатации барьеры в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.
3. Активное устройство (элемент) - устройство (элемент), функционирование которого зависит от нормальной работы другого устройства, например, управляющего устройства, энергоисточника и т.п.
4. Безопасность ИР - свойство ИР ограничивать в установленных пределах радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, аварийной ситуации и в случае аварии.
5. Ввод ИР в эксплуатацию - процесс, включающий в себя предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуск и завершающийся приемкой ИР в эксплуатацию.
6. Внутренняя самозащищенность ИР - свойство ИР обеспечивать безопасность на основе естественных процессов и обратных связей.
7. Запроектная авария - 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 расплавлению активной зоны, уменьшение последствий которой достигается управлением аварией и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения.
8. Защитные системы (элементы) безопасности - технологические системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные продукты.
9. Исследовательский реактор - ядерный реактор, предназначенный, главным образом, для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских и других целях.
10. Исходное событие - единичный отказ в системах ИР, внешнее воздействие или ошибка персонала, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и/или условий безопасной эксплуатации. Исходное событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием.
11. Канал системы - часть системы, выполняющая в заданном проектом объеме функцию системы.
______________
/ В контексте данного документа термин "исследовательский реактор" включает также экспериментальные устройства.
12. Конечное состояние - установившееся, контролируемое состояние систем и элементов ИР после аварии.
13. Консервативный подход - подход к анализу безопасности, при котором для параметров и характеристик принимаются значения и пределы, заведомо приводящие к более неблагоприятным результатам.
14. Критерии безопасности - установленные нормативными документами и/или органами государственного регулирования и надзора за безопасностью значения параметров и/или характеристик последствий аварий, в соответствии с которыми обосновывается безопасность ИР.
15. Культура безопасности - квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности ИР является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к самосознанию ответственности и к самоконтролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.
16. Локализующие системы (элементы) безопасности - технологические системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при аварии радиоактивных веществ и ионизирующих излучений за установленные при проектировании границы и выхода их в окружающую среду.
17. Нарушение нормальной эксплуатации - состояние ИР, характеризующееся нарушением эксплуатационных пределов и/или условий.
18. Необнаруженный отказ - отказ системы (элемента), который не проявляется в момент своего возникновения при нормальной эксплуатации и не выявляется предусмотренными средствами контроля в соответствии с регламентом техобслуживания и проверок.
19. Нормальная эксплуатация - эксплуатация ИР в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.
20. Обеспечивающие системы (элементы) безопасности - технологические системы (элементы), предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования.
21. Отказы по общей причине - отказы систем (элементов),важных для безопасности, возникающие вследствие одного отказа, ошибки персонала, внутреннего или внешнего воздействия .
22. Ошибка персонала - единичное непреднамеренное неправильное воздействие на управляющие органы или единичный пропуск правильного действия или единичное непреднамеренное неправильное действие при техническом обслуживании элементов и систем, важных для безопасности.
________________
/ Внутреннее воздействие - воздействие, возникающее при исходных событиях аварий, включая ударные волны, реактивные струи, летящие предметы, изменение параметров среды (давление, температура, химическая активность и т.п.), пожары и т.п. Внешнее воздействие - воздействие, вызванное внешним по отношению к ИР событием техногенного или природного происхождения (затопление площадки, воздушные ударные волны, сейсмические колебания грунта и т.п.).
23. Ошибочное решение - неправильное непреднамеренное выполнение или невыполнение ряда последовательных действий из-за неверной оценки протекающих технологических процессов.
24. Пассивное устройство (элемент) - устройство (элемент), функционирование которого связано только с вызвавшим его работу событием и не зависит от работы другого активного устройства ( например, управляющего устройства, энергоисточника и т.п.).
25. Последствия аварии - радиационная обстановка, возникшая в результате аварии.
26. Пределы безопасной эксплуатации - установленные при проектировании значения параметров технологического процесса, отклонение от которых может привести к аварии.
27. Принцип единичного отказа - 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 ее активных или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.
29. Принцип разнообразия - принцип обеспечения 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.
30. Принцип резервирования - принцип обеспечения надежности систем путем применения структурной, функциональной, информационной и временной избыточности по отношению к объему, минимально необходимому и достаточному для выполнения системой заданных функций.
31. Проектная авария - авария, для которой при проектировании определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие (с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события, ошибки персонала) ограничение ее последствий пределами, установленными для таких аварий пределами.
32. Проектные пределы - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и ИР в целом, установленные при проектировании для нормальной эксплуатации, аварийных ситуаций и аварий.
33. Предпусковые наладочные работы - этап ввода в эксплуатацию, во время которого выполняются работы по приведению системы и элементов ИР в состояние эксплуатационной готовности с проверкой их соответствия установленным при проектировании критериям и характеристикам.
34. Путь протекания аварии - последовательность состояний систем и элементов ИР в процессе развития аварии.
____________________
/ По конструктивным признакам пассивные устройства делятся на пассивные устройства с механическими движущимися частями (например, обратные клапаны) и пассивные устройства без механических движущихся частей (например, трубопроводы, сосуды).
35. Рабочий орган СУЗ - элемент, движение или изменение состояния которого в активной зоне или отражателе изменяет реактивность реактора.
36. Радиационный контроль - получение информации об уровнях облучения людей, радиационной обстановке на ИР и в окружающей среде, радиационных параметрах технологических сред, оборудования и помещений ИР и целостности системы защитных барьеров.
37. Радиоактивные отходы - жидкие, твердые, газообразные вещества или материалы, образующиеся на различных стадиях жизненного цикла ИР, удельная активность которых превышает регламентируемый уровень, и не используемые в дальнейшем.
38. Реконструкция - преднамеренное изменение (обновление) элементов и систем ИР. Требует переработки отчета по безопасности, проектной, конструкторской документации и переоформления разрешения (лицензии) органом государственного регулирования и надзора за безопасностью.
39. Ремонт - комплекс операций по восстановлению работоспособности или исправного состояния систем (элементов) и/или восстановлению их ресурса.
40. Руководство ИР - должностные лица, наделенные эксплуатирующей организацией правами, обязанностями и непосредственной ответственностью за безопасную эксплуатацию ИР.
41. Система - совокупность элементов (устройств, приборов, оборудования и т.п.), предназначенных для выполнения заданных функций.
42. Системы (элементы) безопасности - системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности.
43. Системы (элементы), важные для безопасности - системы и элементы безопасности, а также системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную эксплуатацию ИР и могут приводить к проектным и запроектным авариям.
44. Системы (элементы) контроля и управления - системы (элементы), редназначенные для контроля и управления системами нормальной эксплуатации.
45. Системы (элементы) нормальной эксплуатации - системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.
46. Системы управления и защиты - совокупность средств технического, программного и информационного обеспечения, предназначенных для обеспечения безопасного протекания цепной реакции.
Системы управления и защиты - системы, важные для безопасности, совмещающие функции нормальной эксплуатации и безопасности и состоящие из элементов систем контроля и управления, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.
_____________
/ Необходимость в реконструкции может быть связана с улучшением экономических показателей, расширением экспериментальных возможностей, а также с проведением мероприятий по повышению безопасности.
47. Система радиационного контроля - совокупность программ и технических средств, обеспечивающих достижение целей и осуществление функций радиационного контроля.
48. Снятие ИР с эксплуатации - комплекс мер по прекращению эксплуатации ИР, исключающих его дальнейшее использование и обеспечивающии безопасность персонала, населения и окружающей Среды.
49. Специальные нормы и правила - нормы и правила в области использования атомной энергии, одобренные органами государственного регулирования и надзора за безопасностью.
50. Техническое обслуживание - комплекс операций по контролю и поддержанию работоспособного и исправного состояния систем (элементов).
51. Управление аварией - действия по предотвращению развития проектных аварий в запроектные и по ослаблению последствий запроектных аварий.
52. Управляющие системы (элементы) безопасности - системы (элементы), предназначенные для инициирования действий систем безопасности, проведения контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.
53. Условия безопасной эксплуатации - установленные проектом минимальные условия по количеству, характеристикам и состоянию работоспособности, а также техническому обслуживанию систем (элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации и/или критериев безопасности.
54. Физическая защита ИР - комплекс технических и организационных мер, направленных на предотвращение несанкционированного проникновения на ИР, своевременное обнаружение и пресечение любых посягательств на безопасность ИР, на задержание лиц, причастных к подготовке или совершению указанных выше деяний.
Физическая защита ИР является частью общей системы физической защиты ядерных материалов, ядерных установок, источников ионизирующего излучения и радиоактивных веществ.
55. Физический пуск - первая загрузка активной зоны ядерным топливом, достижение критического состояния и выполнение необходимых физических экспериментов на уровнях мощности, при которых разогрев ядерного топлива незначителен и теплоотвод от активной зоны реактора осуществляется за счет естественных теплопотерь (рассеяния).
56. Функция безопасности - действия, обеспечивающие достижение специфической конкретной цели, направленные на предотвращение аварии или ограничение ее последствий.
57. Экспериментальные устройства - системы (элементы) для проведения испытаний, исследований, производства радионуклидов или какой-либо другой цели, использующие нейтронный поток и ионизирующее излучение реактора (каналы для вывода пучков нейтронов и для размещения образцов, "ловушки" нейтронов, "петли" для реакторных испытаний и т.п.).
58. Эксплуатационные пределы - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и ИР в целом, определенных для нормальной эксплуатации.
59. Эксплуатационный персонал ИР - персонал, осуществляющий эксплуатацию ИР.
60. Эксплуатационные условия - установленные условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и техническому обслуживанию систем (элементов).
61. Эксплуатация - вся деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой был сооружен ИР, включая работу на мощности, пуски, остановы, экспериментальные исследования, испытания, техническое обслуживание, ремонт и перегрузку топлива и другую связанную с этим деятельность.
62. Эксплуатирующая организация - предприятие, объединение, организация или учреждение, назначенные или созданные соответствующим органом государственного управления для осуществления собственными силами или с привлечением других предприятий, объединений, организаций и учреждений деятельности по выбору площадки, проектированию, строительству, вводу в эксплуатацию, эксплуатации и снятию с эксплуатации ИР и имеющие на ведение этой деятельности разрешение (лицензию) органов государственного регулирования и надзора за безопасностью.
63. Элементы - оборудование, приборы, трубопроводы, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые при проектировании в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности.
64. Энергетический пуск - вывод ИР до номинального уровня мощности, установленного при проектировании, и проведение необходимых исследований и испытаний по определению эксплуатационных характеристик реактора.
1. ОБЩАЯ ЧАСТЬ
1.1. Назначение документа
1.1.1. Общие положения обеспечения безопасности ИР (далее - Общие положения) устанавливают основные принципы и критерии обеспечения безопасности при размещении, проектировании, строительстве, вводе в эксплуатацию, эксплуатации, реконструкции и снятии с эксплуатации ИР.
1.1.2. Общие положения являются основным регламентирующим документом по безопасности ИР. Они содержат общие технические и организационные требования по достижению безопасности ИР и не включают описания способов, которые должны быть использованы для достижения этой цели.
1.1.3. Общие положения разработаны с учетом принципов обеспечения безопасности, изложенных в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88). В них также рассмотрен ряд требований, связанных с особенностями ИР:
наличием экспериментальных устройств, размещаемых в активной зоне или вблизи нее, и необходимостью учета вносимой ими реактивности;
частыми перегрузками активной зоны, которые приводят к изменениям ее конфигурации;
относительно простой доступностью активной зоны;
частыми пусками и остановами реактора;
необходимостью внесения изменений в конструкцию систем и оборудования реактора и его экспериментальных устройств, связанных с проведением новых экспериментов и исследований (реконструкция, замена оборудования, изменение технологических режимов эксплуатации и т.п.);
возможностью расположения ИР в пределах населенных пунктов;
разнообразием типов ИР и широким диапазоном их мощностей;
относительно малой мощностью и соответственно малым накоплением продуктов деления по сравнению с реакторами атомных станций;
Отмеченные особенности для различных типов ИР должны также учитываться в специальных нормах и правилах.
1.1.4. Общие положения регламентируют обеспечение безопасности, связанной со спецификой ИР как источника радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.
1.1.5. Общие положения обязательны для всех органов государственного управления, предприятий, объединений, организаций, учреждений, должностных лиц и персонала при выборе площадки размещения , проектировании, строительстве, конструировании и изготовлении оборудования, вводе в эксплуатацию, эксплуатации, реконструкции, снятии с эксплуатации ИР.
1.1.6. Общие положения обязательны для ИР, проектируемых на момент введения Общих положений.
Порядок приведения в соответствие с Общими положениями действующих и строящихся ИР, в том числе реконструируемых, устанавливается в каждом конкретном случае органами государственного регулирования и надзора за безопасностью.
1.2. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности
1.2.1. ИР удовлетворяет требованиям безопасности, если его радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и проектных авариях не приводит к превышению установленных предельно допустимых доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам, сбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а при запроектных авариях такое воздействие ограничивается.
1.2.2. Основные дозовые пределы и допустимые уровни облучения для персонала и населения и нормативы по выбросам, сбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде устанавливаются в соответствии с требованиями нормативных документов по радиационной безопасности.
1.2.3. Дозы облучения персонала и населения и выбросы радиоактивных веществ при нормальной эксплуатации ИР, нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и при авариях должны быть ниже установленных пределов и на разумно достижимом низком уровне.
1.2.4.Необходимо стремиться к тому, чтобы оцененное значение вероятности предельного аварийного выброса, требующего эвакуации населения, не превышало 10 Е(-7) на реактор/ год.
_______________
/ Конкретные проектные решения для ИР различных типов и мощности (бассейновых, корпусных, гомогенных, импульсных, петлевых, канальных, имеющих различные типы замедлителя и теплоносителя, и т.п.) обосновываются эксплуатирующей организацией в проектной документации, которая в установленном порядке согласовывается с органом государственного регулирования и надзора за безопасностью, и должны полностью удовлетворять требованиям Общих положений.
1.2.5. Безопасность ИР должна обеспечиваться за счет реализации принципа глубоко эшелонированной защиты, основанного на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду, и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности.
Система барьеров может включать, например, топливную матрицу, оболочки твэлов, бассейн реактора, границу контура теплоносителя, охлаждающего активную зону, герметичное ограждение локализующих систем безопасности и т.п.
Система технических и организационных мер включает:
выбор площадки размещения ИР;
установление санитарно-защитной зоны вокруг ИР, зоны наблюдения и организации системы радиационного контроля;
выбор локализующих систем;
обеспечение устойчивости зданий, сооружений и конструкций, важных для безопасности, при внутренних и внешних воздействиях;
обеспечение мер по защите локализующих систем безопасности от разрушения при запроектных авариях и поддержание их работоспособности;
разработку проекта на основе консервативного подхода с развитым свойством внутренней самозащищенности ИР и применением систем безопасности;
обеспечение требуемого качества систем и элементов ИР, его экспериментальных устройств;
обеспечение надежного внешнего электроснабжения ИР;
эксплуатацию ИР в соответствии с требованиями специальных норм и правил, с технологическим регламентом и эксплуатационными инструкциями;
поддержание в исправном состоянии систем, важных для безопасности;
своевременное диагностирование дефектов элементов, выявление отклонений от нормального функционирования и принятие мер по устранению;
предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий - в запроектные;
ослабление последствий аварий;
подготовку и выполнение планов мероприятий по защите персонала и населения;
проектирование систем и элементов, важных для безопасности, по специальным нормам и правилам;
организацию системы документирования результатов работ и контроля (включая проведение экспериментальных работ);
подготовку и поддержание необходимого уровня квалификации эксплуатационного персонала;
формирование культуры безопасности;
обеспечение качества при организации, подготовке и проведении экспериментальных работ, а также при реконструкции или изменении систем и элементов реактора и экспериментальных устройств.
Принцип глубоко эшелонированной защиты осуществляется на всех этапах деятельности по обеспечению безопасности ИР.
При нормальной эксплуатации все барьеры и средства их защиты должны находиться в работоспособном состоянии. При выявлении неработоспособного состояния любого из барьеров или средств его защиты согласно условиям безопасной эксплуатации реактор должен быть остановлен.
Необходимый объем и форма осуществления соответствующих функций безопасности конкретизируются в специальных нормах и правилах, а применительно к каждому ИР устанавливаются и обосновываются при проектировании.
1.2.6. Эксплуатирующая организация несет всю полноту ответственности за безопасность ИР, в том числе за безопасность при обращении с ядерными материалами и радиоактивными веществами.
1.2.7. Технические и организационные решения по обеспечению безопасности ИР должны быть апробированы на основании прежнего опыта или испытаний, соответствующих исследований и удовлетворять требованиям специальных норм и правил. Такой подход необходим не только при разработке оборудования и проектировании ИР, но и при изготовлении оборудования, строительстве и эксплуатации ИР.
1.2.8. У всех лиц и организаций, занятых в сфере деятельности, влияющей на безопасность ИР, должна формироваться культура безопасности путем проведения необходимого подбора, подготовки персонала и поддержания уровня его квалификации; установления и строгого соблюдения дисциплины при четком распределении персональной ответственности руководителей и исполнителей; разработки и соблюдения требований инструкций по выполнению работ и их периодического обновления с учетом накапливаемого опыта. Все лица должны знать о характере и степени влияния их деятельности на безопасность. Они полностью должны отдавать себе отчет о тех последствиях, к которым может привести несоблюдение или нечеткое выполнение требований действующих правил, норм и инструкций.
1.2.9. Безопасность ИР должна быть обеспечена при любой проектной аварии, которая должна рассматриваться с учетом наложения следующих независимых событий:
любого учитываемого в проекте исходного события;
одного отказа любого из элементов систем безопасности или одной ошибки персонала, влияющей на развитие аварии;
необнаруживаемых отказов неконтролируемых при эксплуатации элементов, влияющих на развитие аварии.
Отказы элементов систем безопасности в период вывода их из работы в ремонт или техобслуживание могут не учитываться, если на основе анализа надежности данной системы в проекте обосновано время вывода этих элементов из работы без снижения требуемого уровня надежности.
1.2.10. При проектировании ИР должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, по предотвращению и ограничению последствий проектных аварий.
1.2.11. При проектировании ИР должны быть предусмотрены меры по управлению авариями, направленные на предотвращение их дальнейшего развития.
1.2.12. Для запроектных аварий должен быть определен перечень рассматриваемых исходных событий, пути протекания и конечные состояния с учетом их вероятностей и последствий. В соответствии с этим перечнем анализируются запроектные аварии, приводящие к превышению установленного для проектных аварий пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.
1.2.13. Эксплуатирующая организация должна разрабатывать и представлять в орган государственною регулирования и надзора за безопасностью ИР отчет по обоснованию безопасности ИР.
_______________
/ Отчет по обоснованию безопасности для эксплуатирующихся ИР основывается на материалах ранее разработанных технических обоснований безопасности (ТОБах) и оформляется в соответствии с требованиями специального нормативного документа.
1.2.14. При проектировании ИР должны быть предусмотрены:
технические средства и организационные меры по обеспечению физической защиты ИР, физической защиты ядерных материалов и радиоактивных веществ;
средства связи, в том числе дублирующие, для организации управления ИР и системами оповещения как при нормальной эксплуатации, так и при нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и при авариях;
- технические средства и организационные меры по обеспечению пожарной
безопас ности ИР.
2. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ
2.1. Системы и элементы ИР, включая экспериментальные устройства, различаются по:
- назначению;
- влиянию на безопасность;
- характеру выполняемых ими функций безопасности.
2.2. Системы и элементы по назначению разделяются на:
- системы и элементы нормальной эксплуатации;
- системы и элементы безопасности.
2.3. Системы и элементы по влиянию на безопасность разделяются на:
- важные для безопасности;
- не влияющие на безопасность.
2.4. Системы и элементы безопасности по характеру выполняемых ими функций разделяются на:
- защитные;
- локализующие;
- обеспечивающие;
- управляющие.
2.5. По влиянию элементов ИР на безопасность устанавливаются четыре класса безопасности.
К классу 1 относятся :
твэлы и элементы ИР, отказы которых являются исходными событиями, приводящими при проектном функционировании систем безопасности к повреждению твэлов с превышением пределов, установленных для проектных аварий.
К классу 2 относятся:
элементы, отказы которых служат исходными событиями, приводящими к повреждению твэлов в пределах, установленных для проектных аварий, при проектном функционировании систем безопасности с учетом нормируемого для проектных аварий количества отказов в них;
элементы систем безопасности, отказы которых приводят к невыполнению этими системами своих функций.
К классу 3 относятся :
элементы систем, важных для безопасности, не вошедшие в классы 1 и 2;
содержащие радиоактивные вещества, выход которых в окружающую среду (включая производственные помещения ИР) при отказах превышает нормы радиационной безопасности;
выполняющие функции радиационного контроля.
К классу 4 относятся :
элементы нормальной эксплуатации ИР, не влияющие на безопасность и не вошедшие в классы 1, 2, 3.
2.6. Если какой-либо элемент содержит признаки разных классов, то он должен быть отнесен к более высокому классу безопасности.
2.7. Участки, разделяющие элементы разных классов, должны быть отнесены к более высокому классу с сохранением неизменным класса примыкающего к нему элемента.
2.8. Класс безопасности является обязательным признаком при формировании других классификаций элементов ИР, устанавливаемых в нормативных документах (НД). При этом другие признаки этих классификаций устанавливаются в соответствии с другими НД.
2.9. Классы безопасности элементов ИР устанавливаются разработчиками ИР, систем, важных для безопасности, в соответствии с требованиями Общих положений.
2.10. Требования к качеству элементов ИР, отнесенных к 1, 2 и 3 классам, и его обеспечению устанавливаются в действующих НД, нормирующих устройство и эксплуатацию этих элементов. При этом более высокому классу безопасности должны соответствовать более высокие требования к качеству и его обеспечению, приведенные в указанных документах.
К элементам, отнесенным к 4 классу безопасности, предъявляются требования общепромышленных норм и правил, кроме случаев, когда на эти элементы распространяются требования специальных норм и правил.
2.11. Принадлежность элементов к классам безопасности 1, 2 и 3 и распространение на них требования НД должны указываться в документации на разработку, изготовление и поставку систем и элементов ИР.
2.12. Классификационное обозначение отражает принадлежность элемента к классу безопасности - 1, 2, 3.
2.13. Указание на классы дополняется символом, отражающим назначение элемента:
Н - элемент нормальной эксплуатации;
З - защитный элемент;
Л - локализующий элемент;
О - обеспечивающий элемент;
У - управляющий элемент системы безопасности;
Э - экспериментальное устройство.
Если элемент имеет несколько назначений, то все они входят в его символ.
3. ГОСУДАРСТВЕННОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ И НАДЗОР ЗА БЕЗОПАСНОСТЬЮ
3.1. Государственное регулирование и надзор за безопасностью ИР осуществляется специально уполномоченными органами исполнительной власти.
3.2. Органы государственного регулирования и надзора за безопасностью ИР выполняют свои функции в соответствии с предоставленными им полномочиями и руководствуются в своей деятельности действующим законодательством и системой правил и норм по обеспечению безопасности при использовании атомной энергии.
3.3. Решение о выдаче разрешений (лицензий) на строительство, эксплуатацию и снятие с эксплуатации ИР, а также персоналу, осуществляющему руководство ИР, управление технологическим процессом и обеспечивающему ведомственный контроль безопасности, принимает Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности в соответствии с установленным им порядком.
4. ТРЕБОВАНИЯ К ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМУ РЕАКТОРУ, ЕГО СИСТЕМАМ
И ЭЛЕМЕНТАМ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ И СТРОИТЕЛЬСТВЕ
4.1. Общие требования
4.1.1. ИР, его системы, элементы, а также экспериментальные устройства должны удовлетворять требованиям специальных норм и правил.
4.1.2. В проектной документации ИР должна быть обоснована безопасность реактора и его экспериментальных устройств при всех его состояниях, таких как:
нормальная эксплуатация;
нарушение нормальной эксплуатации;
аварийная ситуация;
проектная авария.
Границы этих состояний устанавливаются в соответствии с эксплуатационными пределами, пределами безопасной эксплуатации и пределами для проектных аварий.
В проектной документации должны быть рассмотрены запроектные аварии, обоснованы технические и организационные меры для управления такими авариями и ограничения их последствий.
4.1.3. Системы, элементы, важные для безопасности и экспериментальные устройства должны быть обеспечены средствами контроля их состояний. Работоспособность средств контроля должна сохраняться при нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях. Перечень таких средств контроля обосновывается в проектной документации.
4.1.4. Системы и элементы, важные для безопасности, и экспериментальные устройства должны проектироваться и изготовляться и монтироваться с учетом возможных при их эксплуатации механических, тепловых, химических и прочих воздействий, возникающих в результате проектных аварий, а также с учетом дополнительных нагрузок, возникающих в результате воздействия климатических условий и таких свойственных району размещения ИР природных явлений, как землетрясения, ураганы, наводнения, а также других природных и техногенных воздействий.
4.1.5. Безопасность ИР должна быть обоснована при отказах по общим причинам.
4.1.6. Системы и элементы, важные для безопасности, и экспериментальные устройства должны проходить проверку на соответствие проектным характеристикам при вводе в эксплуатацию, после ремонта и периодически в течение всего срока службы ИР.
Работоспособность систем безопасности должна быть подтверждена для условий, при которых проектом предусматривается их функционирование в случае аварии. Условия и требования по проверке работоспособности систем безопасности устанавливаются и обосновываются в проектной документации.
4.1.7. Для систем и элементов, важных для безопасности, в проектной документации должны быть предусмотрены:
методики и устройства для проверки работоспособности систем и элементов (включая устройства, расположенные внутри реактора), для замены оборудования;
устройства для проверки последовательности прохождения сигналов и включения оборудования (в том числе переход на аварийные источники питания);
устройства для испытания систем на соответствие их проектным показателям;
методики и устройства периодического или непрерывного контроля состояния металла, сварных соединений, элементов систем, важных для безопасности;
методики поверки метрологических характеристик измерительных каналов на соответствие проектным показателям.
Технические средства и методики проверок не должны снижать безопасность реактора.
4.1.8. Проектная документация ИР должна содержать данные о показателях надежности систем и элементов, важных для безопасности, отнесенных к классам безопасности 1 и 2, полученные на основе существующих данных о надежности элементов либо полученные расчетными методами, а также содержать обоснование достаточности этих показателей. Анализ надежности должен проводиться с учетом отказов по общей причине и ошибок персонала.
4.1.9. Проектная документация систем, важных для безопасности, должна содержать анализ ответных реакций на возможные схемные неисправности ( короткие замыкания, потеря качества изоляции, посадки и наводки напряжения и т.п.).
4.1.10. Должны быть предусмотрены средства для исключения или ослабления последствий ошибочных действий персонала, в том числе при техническом обслуживании, которые могут привести к нарушению условий безопасной эксплуатации или к усугублению последствий отказа какого-либо элемента.
В проектной документации ИР и в инструкциях по эксплуатации должны быть приведены технические и организационные меры, по предотвращению несанкционированных действий персонала,которые могут привести к нарушению пределов и условий безопасной эксплуатации.
4.1.11. В проектной документации ИР должны быть предусмотрены средства сбора, обработки, регистрации и хранения информации об отказах оборудования, нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях. Эти средства должны быть достаточными для того, чтобы впоследствии имелась возможность идентифицировать исходные события аварии, устанавливать режимы функционирования систем, важных для безопасности, и действия персонала.
Должен быть исключен несанкционированный доступ к этим средствам и обеспечено их функционирование при проектных авариях.
4.2. Системы нормальной эксплуатации
4.2.1. Активная зона
4.2.1.1. При проектировании активной зоны должны быть установлены допустимые пределы повреждения твэлов и/или уровни радиоактивности теплоносителя первого контура в соответствии с п. 4.1.2.
Активная зона и системы, определяющие условия ее работы, а также экспериментальные устройства должны быть спроектированы таким образом, чтобы исключалось превышение установленных проектных пределов повреждения твэлов и/или уровня радиоактивности теплоносителя первого контура на протяжении всего срока службы при условиях нормальной эксплуатации. Особое внимание при проектировании активной зоны ИР должно быть обращено на обеспечение безопасности в связи с относительно частыми изменениями состава и геометрии активной зоны при выполнении экспериментальных программ.
4.2.1.2. Активная зона вместе со всеми элементами, влияющими на реактивность, должна обладать такими нейтронно-физическими свойствами, чтобы любые изменения реактивности, возникающие при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и при проектных авариях, не вызывали неуправляемого роста энерговыделения в активной зоне, приводящего к повреждению твэлов сверх установленных пределов или к недопустимому превышению уровня радиоактивности теплоносителя первого контура, а также к повреждению сверх установленных пределов твэлов, проходящих испытания в реакторе.
4.2.1.3. Активная зона ИР и связанные с ней системы должны быть спроектированы и изготовлены так, чтобы исключалась возможность непредусмотренных изменений конфигурации, состава и состояния активной зоны, приводящих к введению положительной реактивности.
4.2.1.4. Характеристики ядерного топлива, конструкция реактора и другого оборудования первого контура совместно с другими системами не должны допускать образования вторичных критических масс при разрушении активной зоны или расплавлении топлива (в случае развития запроектных аварий). В случае существования такой возможности техническими мерами должно быть обеспечено ограничение радиоактивного воздействия установленными для запроектных аварий пределами доз для населения.
4.2.2. Первый контур
4.2.2.1. Первый контур должен обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора, исключающий перегрев твэлов и теплоносителя сверх установленных пределов, а также экспериментальных устройств, конструкционных элементов активной зоны во всех режимах работы реактора, предусмотренных проектом для нормальной эксплуатации, при нарушениях нормальной эксплуатации,аварийных ситуациях и проектных авариях.
4.2.2.2. Все оборудование и трубопроводы первого контура должны выдерживать без повреждений статические и динамические нагрузки и температурные воздействия, возникающие в любых узлах и компонентах при всех учитываемых при проектировании исходных событиях.
4.2.2.3. Компоновка оборудования и геометрия первого контура должны обеспечивать развитие естественной циркуляции теплоносителя при аварийных ситуациях и проектных авариях, приводящих к нарушению принудительной циркуляции. Эффективность естественной циркуляции по теплосъему должна быть достаточной для предотвращения повреждения твэлов сверх проектных пределов.
4.2.2.4. Должны быть предусмотрены технические средства для предотвращения потерь теплоносителя из первого контура реактора, ведущих к нарушению циркуляции теплоносителя через активную зону, либо к оголению топливной части активной зоны и приводящих к повреждению твэлов сверх пределов, установленных для проектных аварий.
4.2.3. Система контроля и управления
4.2.3.1. ИР должен быть оснащен средствами контроля и регистрации параметров, характеризующих работу реактора, во всех возможных диапазонах их изменения, а также средствами автоматического и/или дистанционного управления системами реактора.
4.2.3.2. Должны быть предусмотрены средства контроля и управления уровнем нейтронного потока в активной зоне при всех эксплуатационных режимах, в том числе при перегрузочных работах.
4.2.3.3. ИР должен быть оснащен системой диагностики состояния систем и оборудования, обеспечивающей фиксацию отклонений от условий нормальной эксплуатации.
4.2.3.4. Необходимое количество каналов контроля и диагностики, размещение их датчиков должны быть обоснованы при проектировании. При этом должна быть обеспечена надежность каналов и при необходимости резервирование.
4.2.3.3. приводить к появлению сигналов на пульте управления и вызывать действия по обеспечению безопасности ИР.
4.2.3.6. Должен быть предусмотрен непрерывный контроль радиоактивности теплоносителя первого контура и экспериментальных петель, радиоактивных выбросов и сбросов в местах их организованного выхода, а также непрерывный контроль радиационной обстановки в обслуживаемых помещениях, периодический контроль в необслуживаемых помещениях и на окружающей местности, обеспечивающий необходимый объем информации при нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях. Условия проведения непрерывного и периодического контроля определяются при проектировании.
4.2.3.7. Должен быть предусмотрен контроль качества теплоносителя, используемого в системах ИР.
4.2.3.8. Должны быть предусмотрены технологический и радиационный контроль за условиями хранения и транспортирования топлива и радиоактивных отходов и сигнализация о нарушениях пределов и условий безопасной эксплуатации.
4.2.3.9. Средства контроля и сигнализации ИР должны обеспечивать своевременное обнаружение течи теплоносителя на работающем и остановленном реакторах.
4.2.3.10. При проектировании системы контроля и управления ИР должны быть выполнены анализы:
- реакции систем управления и контроля на возможные отказы;
- надежности функционирования технических и программных средств и систем в целом;
- устойчивости контуров управления и регулирования.
4.2.3.11. ИР должен иметь пульт управления, размещаемый в специально предусмотренном помещении, с которого осуществляется управление и контроль реактора и его систем при нормальной эксплуатации, при нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях. На пульт управления должна выводиться наиболее важная для безопасности информация о параметрах экспериментальных устройств. Он должен иметь телефонную и громкоговорящую связь с обслуживаемыми технологическими помещениями реактора. С пульта управления должно быть обеспечено визуальное с помощью телевизионной установки наблюдение за работами в зале реактора. Пультовое помещение должно быть обеспечено радиационной защитой и системами жизнеобеспечения персонала.
4.2.3.12. В составе системы контроля и управления должны быть предусмотрены средства информационной поддержки оператора, обеспечивающие оперативное представление персоналу обобщенной информации о состоянии ИР, его элементов, систем, а также средства предупредительной и аварийной сигнализации.
4.2.4. Транспортирование, перегрузка и хранение топлива и радиоактивных отходов.
4.2.4.1. На каждом ИР должны быть предусмотрены хранилища свежего и отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Вместимость хранилища должна быть обоснована проектной документацией. Должна быть предусмотрена возможность безопасного хранения экспериментальных устройств, содержащих делящиеся материалы (экспериментальные ТВС, твэлы, мишени, испытательные образцы и т.п.).
4.2.4.2. ИР должен быть оборудован специальными устройствами для транспортирования "свежего" и отработавшего топлива, в том числе и испытываемого в экспериментальных устройствах.
4.2.4.3. В проектной документации должен содержаться анализ состава и количества образующихся твердых, жидких и газообразных радиоактивных отходов, предельное ежегодное количество, суммарная активность и активность по отдельным радионуклидам отхода каждой категории, источники их образования, физико-химический состав при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и для проектных аварий.
Для этих же условий должны быть обоснованы проектируемые системы обращения с радиоактивными отходами, включая их хранение, кондиционирование, очистку газообразных отходов перед их выбросом в окружающую среду, транспортирование отходов в пределах и до мест захоронения, предельные значения величин выбросов и сбросов в окружающую среду.
4.3. Системы безопасности
4.3.1. Общие требования
4.3.1.1. ИР должен иметь системы безопасности, предназначенные для:
аварийной остановки реактора при нарушении пределов безопасной эксплуатации и поддержания его в подкритическом состоянии;
удержания радиоактивных продуктов в установленных границах при проектной аварии и ограничения их распространения в окружающую среду в случае запроектной аварии;
аварийного отвода тепла, исключающего возможное расплавление твэлов или разгерметизацию их оболочек из-за перегрева.
4.3.1.2. Системы безопасности должны выполнять свои функции при отказах по общей причине.
4.3.1.3. Необходимое количество каналов систем безопасности определяется на основе анализа надежности.
Для достижения полной независимости каналов систем безопасности необходимо использовать принципы разнообразия способов функционирования каналов.
4.3.1.4. Системы безопасности должны быть в такой степени отделены от систем нормальной эксплуатации так, чтобы нарушение или вывод из работы любого элемента или канала систем нормальной эксплуатации не влияли на способность выполнять предъявляемые к ним требования обеспечения безопасности.
4.3.1.5. Многоцелевое использование систем безопасности и их элементов должно быть обосновано. Совмещение функций не должно приводить к нарушению требований обеспечения безопасности и снижению установленной надежности систем (элементов), выполняющих функции безопасности.
4.3.1.6. Должна быть предусмотрена возможность ручного включения в действие систем безопасности. Повреждения в цепи автоматического включения не должны препятствовать такому приведению в действие систем безопасности. При этом должно быть достаточным воздействие на один элемент (ключ или кнопку).
4.3.1.7. Системы безопасности должны быть спроектированы таким образом, чтобы начавшееся действие доводилось до полного выполнения функции. Возвращение в исходное состояние должно требовать последовательных действий оператора.
4.3.1.8. В системах безопасности предпочтительно применение пассивных устройств.
4.3.1.9. Должна быть обеспечена возможность приведения в действие систем безопасности и возможность контроля за состоянием реактора из другого помещения в случае нарушения доступа в помещение пульта управления ИР. Необходимый объем контроля определяется при проектировании.
4.3.2. Защитные системы безопасности
4.3.2.1. Должно быть доказано, что эффективность и быстродействие системы аварийной остановки реактора достаточны для ограничения энерговыделения уровнем, не приводящим к повреждению твэлов сверх установленных пределов для нормальной эксплуатации, и для подавления любой положительной реактивности, возникающей в результате проявления любого эффекта реактивности или возможного сочетания эффектов реактивности при нормальной эксплуатации и проектных авариях.
4.3.2.2. Выполнение функции аварийной защиты реактора не должно зависеть от наличия и состояния источников энергопитания.
4.3.2.3. Срабатывание аварийной защиты не должно приводить к повреждению оборудования систем нормальной эксплуатации.
4.3.2.4. В случае необходимости в составе защитных систем безопасности должны быть предусмотрены системы для аварийного отвода тепла от реактора. Допускается использование систем (каналов) охлаждения, предназначенных для нормальной эксплуатации, в качестве систем (каналов) для аварийного отвода тепла от реактора. В этом случае системы охлаждения должны удовлетворять требованиям, предъявляемым к системам безопасности.
Включение и работа системы аварийного охлаждения активной зоны не должно приводить к выходу реактора из подкритического состояния.
Отсутствие систем аварийного отвода тепла от реактора должно быть обосновано в проектной документации.
4.3.3. Управляющие системы безопасности
4.3.3.1. ИР должен иметь управляющие системы безопасности.
4.3.3.2. Отказы технических и программных средств управляющих систем должны приводить к появлению соответствующих сигналов и вызывать действия по обеспечению безопасности ИР.
В тех случаях, когда это технически невозможно, методики и средства периодических проверок управляющих систем должны выявлять имеющиеся нарушения без снижения функциональной готовности других систем и элементов безопасности и важных для безопасности и отнесенных к 1 и 2 классам.
4.3.3.3. Многоканальность системы и независимость каналов должны быть таковы, чтобы любые единичные отказы в управляющей системе (в том числе отказы по общей причине) не нарушали ее работоспособности.
Под многоканальностью подразумевается наличие не менее двух независимых каналов.
4.3.3.4. Управляющие системы безопасности должны быть в такой мере отделены от системы контроля и управления, чтобы нарушение или выход из работы любого элемента или канала системы контроля и управления не влияли на способность управляющей системы безопасности выполнять свои функции.
4.3.3.5. При проектировании управляющих систем безопасности должен быть выполнен анализ схем в объеме требований п.4.2.3.10.
4.3.3.6. Управляющие системы безопасности должны автоматически вводить в действие другие системы безопасности при наступлении необходимых для их работы условий.
4.3.4. Локализующие системы безопасности
4.3.4.1. На ИР должны быть локализующие системы безопасности,служащие для предотвращения выхода при авариях радиоактивных веществ за установленные проектом границы (в том числе и при авариях экспериментальных устройств).
4.3.4.2. Системы и элементы ИР, содержащие радиоактивные вещества, должны размещаться целиком в герметичных помещениях для локализации выделяющихся при проектных авариях радиоактивных веществ в их границах, либо так, чтобы при нормальной эксплуатации,нарушениях нормальной эксплуатации,аварийных ситуациях и проектных авариях не превышались установленные дозы облучения персонала и населения, а также нормативы по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде.
4.3.4.3. При проектировании должна быть обоснована величина принятой допустимой степени неплотности системы локализации и указаны способы достижения заданной степени герметичности. Соответствие достигнутой степени герметичности проектной должно быть подтверждено до загрузки реактора топливом и регулярно проверяться в процессе эксплуатации. Испытания при вводе в эксплуатацию должны проводиться при
расчетном давлении; проведение последующих испытаний допускается при давлении, значение которого обосновывается при проектировании. Оборудование, расположенное внутри помещений систем локализации, должно выдерживать проведение испытаний без потери работоспособности.
4.3.4.4. Должны быть предусмотрены меры по предотвращению образования взрывоопасных концентраций газов и аэрозолей в герметичных помещениях локализующих систем.
4.3.4.5. Все пересекающие контур герметизации коммуникации, через которые при аварии возможен недопустимый выход радиоактивных продуктов за границы герметичных помещений, должны быть оборудованы изолирующими элементами.
4.3.5. Обеспечивающие системы безопасности
4.3.5.1. ИР должен иметь обеспечивающие системы безопасности.
4.3.5.2. Обеспечивающие системы должны иметь показатели надежности выполнения заданных функций не ниже, чем у систем безопасности, которые они обеспечивают.
4.3.5.3. Электроприемники ИР должны, как правило, относиться к первой категории по надежности электроснабжения, а система управления и защиты к особой группе электроприемников (в соответствии с "Правилами устройства электроустановок (ПУЭ)"). Отнесение электроприемников ИР к той или иной категории по надежности электроснабжения и выбор автономных источников питания должны быть обоснованы.
4.3.5.4. ИР должен иметь систему противопожарной защиты, включая средства обнаружения и тушения горения замедлителя и теплоносителя там, где это необходимо. Должен быть предусмотрен автоматизированный режим работы систем пожаротушения с момента проведения пуско-наладочных работ.
4.3.5.5. Выполнение функции обеспечения безопасности должно иметь приоритет перед действием защиты элементов обеспечивающей системы безопасности.
4.4. Экспериментальные устройства
4.4.1. Экспериментальные устройства должны быть сконструированы таким образом, чтобы при их эксплуатации, монтаже и демонтаже исключалась возможность нарушения пределов и/или условий безопасной эксплуатации.
4.4.2. Экспериментальные устройства должны иметь утвержденную в установленном порядке техническую документацию, включая расчетную или экспериментальную оценку воздействия указанных устройств на безопасность ИР, как при нормальной эксплуатации этих устройств, так и при нарушениях нормальной эксплуатации,аварийных ситуациях и авариях.
4.4.3. Установка экспериментальных устройств на реакторе не должна влиять на способность систем, важных для безопасности, выполнять свои функции.
4.4.4. На экспериментальные устройства, отказ которых может служить исходным событием аварии, распространяются требования, предъявляемые к системам, важным для безопасности, и при необходимости такие экспериментальные устройства должны быть оснащены системами безопасности.
4.4.5. Сигналы контроля основных параметров экспериментальных устройств, влияющих на безопасность ИР, должны быть выведены в помещение пульта управления реактора и введены в управляющую систему безопасности.
4.4.6. При проектировании экспериментального устройства должны быть рассмотрены вопросы снятия его с эксплуатации.
5. ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ
5.1. Организация эксплуатации и эксплуатационная документация
5.1.1. Эксплуатирующая организация обеспечивает безопасность ИР, в том числе разрабатывает и проводит мероприятия по предотвращению аварий,снижению их последствий, организует проведение радиационного контроля в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения,а также осуществляет постоянный контроль за использованием ИР только для тех целей, для которых он был спроектирован и сооружен.
5.1.2. Руководство эксплуатирующей организации обеспечивает и несет ответственность за подбор и подготовку эксплуатационного персонала, организацию физической защиты и пожарной безопасности ИР. Руководство ИР несет непосредственную ответственность за безопасную эксплуатацию ИР и способствует формированию у персонала ИР культуры безопасности и поддержанию ее уровня.
5.1.3. Основным документом, регламентирующим безопасную эксплуатацию ИР, является технологический регламент, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации реактора, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью ИР, а также пределы и условия безопасной эксплуатации.
5.1.4. Руководство ИР на основании технологического регламента обеспечивает разработку инструкций по эксплуатации.
Инструкции по эксплуатации реактора и экспериментальных устройств должны содержать конкретные указания эксплуатирующему персоналу по способам ведения работ при нормальной эксплуатации реактора, а также определять действия персонала при нарушениях нормальной эксплуатации и аварийных ситуациях, в том числе при нарушениях и отказах систем и элементов экспериментальных устройств.
Инструкции по эксплуатации должны быть откорректированы по результатам ввода ИР в эксплуатацию.
5.1.5. Руководство ИР на основе Отчета об обосновании безопасности и технологического регламента организует разработку и выпуск специальных инструкций, определяющих действия эксплуатационного персонала при проектных и запроектных авариях.
5.1.6. Перед вводом ИР в эксплуатацию должны проводиться проверка функционирования систем, важных для безопасности, контроль состояния основного металла и сварных соединений оборудования и трубопроводов, метрологическая поверка средств измерений, с помощью которых контролируются пределы безопасной эксплуатации.
5.1.7. Для поддержания способности систем, важных для безопасности, удовлетворять проектным требованиям должны проводиться регулярное техническое обслуживание и испытания этих систем в соответствии с инструкциями, программами и графиками, разрабатываемыми руководством ИР на основе проектных требований и технологического регламента, и эти работы должны документироваться. В проекте ИР должны быть
указаны условия вывода на техническое обслуживание, в ремонт и на испытания систем безопасности.
Должны быть предусмотрены организационные и технические мероприятия, исключающие возможность несанкционированных изменений в схемах, аппаратуре и алгоритмах управляющих систем безопасности. После технического обслуживания системы и оборудование должны проверяться на работоспособность и соответствие проектным характеристикам с документированием результатов проверки.
5.1.8. Испытания на ИР, не предусмотренные технологическим регламентом и инструкциями по эксплуатации, должны проводиться по программам и методикам, содержащим меры по обеспечению безопасности этих испытаний. Порядок проведения таких испытаний определяется по согласованию с органами государственного регулирования и надзора за безопасностью.
5.1.9. Ремонт радиоактивного и загрязненного радиоактивными веществами оборудования должен проводиться после принятия мер по снижению облучения ремонтного персонала при соблюдении требований, изложенных в соответствующих НД, и максимальном использовании автоматических, дистанционных и робототизированных систем.
5.1.10. При ремонте оборудования, влияющего на реактивность реактора, должны быть обеспечены безопасность и контроль состояния реактора.
5.1.11. При выводе оборудования в ремонт, при выполнении ремонтных работ и при вводе в эксплуатацию не должна ухудшаться безопасность ИР.
5.1.12. После завершения ремонтных работ элементы и системы, важные для безопасности ИР, должны проверяться на работоспособность и соответствие проектным характеристикам с документальным оформлением выполненных работ и результатов проверки.
5.1.13. Эксплуатирующая организация должна разработать положение об организации проведения экспериментальных работ, определяющее специальные меры безопасности и ответственность при подготовке и проведении экспериментальных работ, а также порядок оформления документации, включая программы экспериментов.
5.1.14. Документы по проектированию, реконструкции, изготовлению и строительству ИР, а также эксплуатационные документы, связанные с безопасностью реактора, должны храниться на протяжении всего срока его службы, а после прекращения эксплуатации - до полного снятия с эксплуатации.
5.1.15. При эксплуатации ИР должны обеспечиваться сбор, обработка, анализ и хранение информации об отказах оборудования и неправильных действиях персонала. Эксплуатирующая организация несет ответственность за своевременный сбор и высококачественный анализ полученной информации, ее систематизацию и оперативную передачу заинтересованным организациям в установленном порядке.
5.1.16. Руководству реактора необходимо разрабатывать и обеспечивать строгое соблюдение процедур, ограничений и мер контроля для лиц, занятых при работах на экспериментальных устройствах с тем, чтобы их действия не влияли на безопасность реактора.
5.2. Эксплуатационный персонал
5.2.1. До начала физического пуска ИР должен быть укомплектован подготовленным к самостоятельной работе эксплуатационным персоналом.
Перед допуском к самостоятельной работе персонал должен пройти подготовку, стажировку и сдать экзамены квалификационной комиссии.
5.2.2. При подготовке персонала должно быть уделено особое внимание отработке практических навыков управления ИР, действиям персонала при нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях.
Подготовка персонала должна вестись с учетом анализа имевших место ошибок, чтобы было обеспечено понимание и знание последствий возможных ошибок для безопасности персонала, населения и окружающей среды.
5.2.3. На ИР должна проводиться работа по поддержанию уровня квалификации эксплуатационного персонала, а также периодическая проверка знаний персонала и руководства ИР.
5.2.4. Персонал и лица, привлекаемые для проведения работ на экспериментальных устройствах, должны проходить проверку знаний основных положений специальных норм, правил и инструкций по обеспечению безопасной эксплуатации ИР и экспериментальных устройств, объем которых устанавливается эксплуатирующей организацией.
5.2.5. Обязанности, права и ответственность персонала (в том числе лиц, привлекаемых для проведения экспериментальных работ) и руководства ИР должны быть определены в должностных инструкциях.
5.3. Внесение изменений в конструкцию систем и элементов
5.3.1. Изменения в системах, элементах, экспериментальных устройствах ИР и соответственно в проектной и эксплуатационной документации ИР могут вызываться необходимостью реконструкций ИР с целью расширения экспериментальных возможностей, улучшения радиационной обстановки, проведения мероприятий по повышению безопасности и т.п. Вносимые изменения должны всесторонне учитывать требования безопасности с тем, чтобы при их реализации не возник излишний риск для персонала и населения, нанесения ущерба окружающей среде.
5.3.2. В зависимости от характера, объема и степени важности для безопасности ИР вносимые изменения различаются следующим образом:
изменения, последствия которых могут существенно повлиять на безопасность ИР и требующие переработки отчета по обоснованию безопасности ( реконструкция ИР и коренные переустройства ИР, связанные с изменением основных проектных решений, затрагивающих принципы и критерии безопасности);
изменения в системах и элементах ИР, последствия которых влияют на безопасность ИР и требуют дополнения отчета по обоснованию безопасности ( замена отдельных или установка дополнительных систем и элементов и экспериментальных устройств ИР);
изменения, потенциальные последствия которых не оказывают влияния на безопасность ИР.
5.3.3. Реконструкция ИР должна проводиться в соответствии с проектом реконструкции. При этом порядок проектирования, согласования и ввода в эксплуатацию реконструируемого ИР сохраняется таким же, как для вновь создаваемых ИР.
5.3.4. Процедура, регламентирующая проведение изменений, влияющих на безопасность, должна предусматривать следующие основные стадии:
разработку проектной документации по внесению изменений в конструкцию ИР;
получение разрешения на изменения в органе государственного регулирования и надзора за безопасностью;
внесение изменений в отчет по обоснованию безопасности;
изготовление, монтаж и испытания оборудования;
внесение изменений в эксплуатационную документацию;
подготовку персонала;
представление документации и получение разрешения органов государственного регулирования и надзора за безопасностью на дальнейшую эксплуатацию ИР.
5.3.5. Изменения пределов и условий безопасной эксплуатации реактора, установленных в проектной документации ИР и технологическом регламенте эксплуатации ИР, должны согласовываться с органами государственного регулирования и надзора за безопасностью на стадии переработки проектной документации до их реализации на ИР.
5.3.6. Другие изменения, не оказывающие влияния на безопасность ИР, проводятся в порядке, разработанном эксплуатирующей организацией. При этом в технической документации должны быть отражены вносимые в конструкцию ИР изменения и обосновано отнесение их к данной категории.
5.3.7. Замена отдельных или установка сменных элементов конструкции, систем и экспериментальных устройств ИР, постоянно использующихся на реакторе, в тех случаях, когда экспериментально подтверждено и в отчете по обоснованию безопасности показано, что эта замена не изменит пределы и условия безопасной эксплуатации, может проводиться в соответствии с процедурой, предусмотренной технологическим регламентом и инструкцией по эксплуатации реактора.
5.4. Ввод ИР в эксплуатацию
5.4.1. Ввод ИР в эксплуатацию включает:
проведение проверки соответствия строительства ИР проекту;
проведение предпусковых наладочных работ (включая испытания отдельных систем и оборудования);
оформление технической и эксплуатационной документации;
укомплектование и подготовку персонала;
разработку планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий и подготовку персонала к их реализации;
выполнение комплексного опробования систем ИР;
проведение физического и энергетического пуска ИР.
Документы, регламентирующие проведение предпусковых наладочных работ, физического и энергетического пуска, должны содержать перечень потенциально опасных работ и перечень мер по предотвращению возникновения аварий.
5.4.2. До ввода ИР в эксплуатацию отчет по обоснованию безопасности должен быть откорректирован с учетом внесенных при строительстве, монтаже и предпусковых наладочных работах изменений и представлен в органы государственного регулирования и надзора за безопасностью.
5.4.3. Приемка в эксплуатацию новых или реконструированных ИР проводится в установленном порядке с учетом требований специальных норм и правил.
5.5. Планирование мероприятий на случай аварии
5.5.1. Персонал ИР должен быть подготовлен к действиям при нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях в соответствии с требованиями должностных инструкций и инструкций по действиям персонала при возникновении аварийных ситуаций и аварий.
5.5.2. До завоза ядерного топлива на ИР должны быть разработаны, утверждены и готовы к реализации План мероприятий по защите персонала и План мероприятий по защите населения. Планы мероприятий должны составляться на основе анализа радиационных последствий аварий. Мероприятия по защите населения должны планироваться с учетом аварий с максимальными последствиями и наихудших погодных условий.
5.5.3. План мероприятий по защите персонала должен содержать критерии для определения ситуаций, требующих введения аварийной готовности за пределами санитарно-защитной зоны.
Поддержание постоянной готовности и реализация плана возлагается на руководство ИР.
5.5.4. Планы мероприятий по защите персонала и населения должны предусматривать схему оповещения, координацию действий подразделений ИР и эксплуатирующей организации с пожарной охраной, медицинскими учреждениями, органами исполнительной власти, ответственными за действия в условиях чрезвычайных ситуаций, местными органами власти, а также с ведомствами, участвующими в защите населения и ликвидации последствий аварии. Основные и дублирующие средства связи с вышестоящей организацией, органами государственного надзора и контроля за безопасностью, органами МЧС России, а также средства оповещения об аварии должны быть задействованы до завоза ядерного топлива на ИР.
5.5.5. В планах мероприятий должно быть четко установлено, кто, при каких условиях, по каким средствам связи, какие организации оповещает об аварии и о начале выполнения этих планов.
В планах должны быть предусмотрены необходимое для их реализации оборудование и технические средства, а также должно быть указано, кто и откуда их доставляет.
5.5.6. Для подготовки персонала к действиям при авариях должны периодически проводиться противоаварийные тренировки. При этом рекомендуется применять тренажеры.
Руководством ИР должны быть разработаны программы и инструкции по проведению противоаварийных тренировок. Должны быть приняты меры, исключающие возможность перехода тренировки в аварию, в том числе из-за ошибочных действий персонала. По результатам тренировки должен проводиться анализ действий персонала с выводами и рекомендациями.
5.5.7. Нарушения в работе ИР должны расследоваться в установленном порядке.
Результаты расследования с выводами и рекомендациями должны направляться эксплуатирующей организацией в Госатомнадзор России и на другие предприятия и в организации в соответствии с установленным порядком.
6. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
6.1. Радиационная безопасность ИР обеспечивается осуществлением комплекса технических и организационных мер, направленных на выполнение требований НД по радиационной безопасности.
Руководство ИР должно разрабатывать программу обеспечения радиационной безопасности, включающую организационные и технические меры, направленные на выполнение требований НД по радиационной безопасности.
6.2. Радиационный контроль является составной частью организационно-технических мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения.
6.3. Радиационный контроль должен обеспечивать получение (передачу) информации о:
целостности и состоянии системы барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений;
параметрах радиационной обстановки на ИР и в санитарно-защитной зоне;
концентрации радионуклидов в технологических системах;
радиоактивности, радионуклидном составе, скорости и мощности газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов, которые могут поступать в окружающую природную среду;
радиоактивности и радионуклидном составе отходов, образующихся при эксплуатации ИР;
дозах внешнего и внутреннего облучения персонала;
метеорологических параметрах, влияющих на распространение радионуклидов в окружающей природной среде.
6.4. При проектировании должны быть разработаны соответствующие программы радиационного контроля. Программа радиационного контроля должна содержать следующие разделы:
радиационный контроль на ИР;
радиационный контроль окружающей природной среды в санитарно-защитной зоне;
радиационный контроль при аварийных ситуациях и авариях.
6.4.1. Реализация программ радиационного контроля должна обеспечить получение информации, достаточной для:
выявления нарушений целостности барьеров;
- определения скорости выбросов (сбросов) радиоактивных веществ, проникающих через барьеры;
определения мощности выбросов (сбросов) радиоактивных веществ во внешнюю среду, количества и радионуклидного состава выбрасываемых (сбрасываемых) радиоактивных веществ;
обеспечения отбора проб парогазовой среды (газовой, воздушной) из помещений реакторного зала после начала аварии;
определения, оценки и прогнозирования радиационной обстановки в помещениях ИР и в санитарно-защитной зоне;
определения, оценки и прогнозирования величин эквивалентных доз внешнего и внутреннего облучения персонала и всех лиц, находящихся в пределах санитарно-защитной зоны;
прогнозирования достижения уровней вмешательства и установления уровней аварийной готовности;
гарантированного функционирования части системы радиационного контроля в условиях, создаваемых учитываемой запроектной аварией с наиболее тяжелой радиационной обстановкой на ИР;
выработки и принятия оптимальных мер защиты персонала;
прогнозирования радиационной обстановки на местности по следу распространения радиоактивного выброса в атмосферу в процессе развития запроектной аварии с целью экстренной защиты населения с учетом регламентированных критериев для принятия мер по защите населения при радиационной аварии на ИР;
своевременного информирования органов государственного управления о необходимости готовности к принятию мер по защите населения.
6.4.2. Практическая реализация программы радиационного контроля должна осуществляться путем использования технических средств, предусмотренных проектной документацией, и с помощью разработанных эксплуатирующими организациями собственных руководящих документов, эксплуатационных регламентов радиационного контроля и инструкций.
6.5. Радиационный контроль должен быть обеспечен необходимым комплексом технических средств: стационарной и переносной радиометрической, дозиметрической и спектрометрической аппаратурой, средствами индивидуального дозиметрического контроля, другими средствами измерения, средствами отбора проб, средствами обработки, анализа, хранения и передачи информации.
6.6. Должны быть разработаны программные средства обработки и представления информации, программы, обеспечивающие прогноз радиационных последствий событий на ИР, а также обеспечены сбор, хранение и систематизация данных о радиационном загрязнении окружающей природной среды и дозах облучения персонала и населения.
6.7. Должна быть обоснована и предусмотрена возможность резервирования (по количеству и местам размещения на случай аварии) измерительных каналов, средств представления информации о радиационной обстановке в пределах здания и территории ИР с выводом информации на пост (посты) управления противоаварийными мероприятиями за пределами санитарно-защитной зоны.
6.8. Технические средства радиационного контроля должны быть смонтированы до завоза ядерного топлива на ИР.
6.9. Руководство ИР должно обеспечивать учет доз облучения персонала, разработку и реализацию мероприятий по снижению облучения персонала до разумно достижимого низкого уровня.
6.10. При эксплуатации ИР должен выполняться в полном объеме разработанный на основе проекта регламент радиационного контроля, обеспечивающий получение информации в соответствии с п.6.4.1.
6.11. На ИР должен осуществляться учет и контроль количества, перемещения, местонахождения ядерных материалов и радиоактивных веществ, свежего и отработавшего топлива, радиоактивного оборудования (в том числе экспериментального), загрязненного инструмента, радиоактивных отходов и других источников ионизирующего излучения.
6.12. В санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения должен проводиться автоматизированный контроль радиационной обстановки и метеорологических параметров.
7. СНЯТИЕ С ЭКСПЛУАТАЦИИ
7.1. Технические и организационные мероприятия, необходимые для снятии ИР с эксплуатации, должны быть предусмотрены при проектировании и строительстве ИР, а также должны учитываться при эксплуатации, ремонте и реконструкции ИР.
7.2. При проектировании должны быть обоснованы предельные сроки работы основного оборудования и определены критерии его замены.
7.3. До начала выполнения проектных работ по снятию ИР с эксплуатации должна быть разработана программа обеспечения качества выполняемых работ.
7.4. Эксплуатирующая организация до истечения проектного срока эксплуатации ИР должна обеспечивать разработку проекта снятия ИР с эксплуатации, в котором должны быть изложены следующие вопросы:
7.4.1. Организация работ по безопасному удалению топлива из активной зоны реактора и последующему вывозу его с площадки ИР.
7.4.2. Проведение дезактивации с целью уменьшения общего уровня облучения персонала и населения в результате проведения работ по снятию с эксплуатации ИР.
7.4.3. Проведение демонтажа оборудования на площадке ИР.
7.4.4. Обращение с радиоактивными отходами.
7.4.5. Организационно-технические меры по радиационной безопасности. При этом при проектировании должны быть приняты меры для обеспечения непревышения установленных пределов для индивидуальных доз облучения персонала при работах по снятию ИР с эксплуатации.
7.4.6. Оценка радиационного воздействия на окружающую среду при проведении работ по снятию с эксплуатации ИР.
7.4.7. Возможность дальнейшего использования площадки ИР и демонтированного оборудования и материалов.
7.4.8. Квалификация и количество необходимого для проведения работ персонала.
7.4.9. Меры обеспечения безопасности при возможных авариях в процессе снятия ИР с эксплуатации.
7.4.10 Организационные и технические меры обеспечения физической защиты при снятии с эксплуатации ИР.
7.5. После принятия решения о снятии ИР с эксплуатации эксплуатирующая организация разрабатывает комплексный план снятия с эксплуатации, основанный на материалах проекта снятия с эксплуатации.
7.6. До начала проведения работ по снятию с эксплуатации эксплуатирующей организацией разрабатывается детализированный план на основе комплексного инженерного и радиационного обследования состояния систем и оборудования ИР.
8. ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА
8.1. Обеспечение качества применительно к проектированию, строительству, вводу в эксплуатацию и снятию с эксплуатации ИР должно осуществляться постоянно на всех этапах любой конкретной работы.
Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку и проведение мероприятий по обеспечению качества на всех этапах жизненного цикла ИР и в этих целях разрабатывает программы обеспечения качества и контролирует деятельность предприятий, выполняющих работы или предоставляющих услуги для ИР.
Составной частью обеспечения качества является его контроль. Основная ответственность за достижение качества при выполнении определенной работы должна возлагаться на персонал, которому поручено его выполнение.
8.2. В начале этапа проектирования эксплуатирующая организация должна разработать программу обеспечения качества, в которой должны быть изложены требования к проектированию ИР. На основе этой программы должны быть разработаны более детальные программы для каждой системы и элемента.
8.3. До начала эксплуатации ИР эксплуатирующей организацией должна быть разработана программа обеспечения качества при эксплуатации ИР.
8.4. Эксплуатирующая организация должна обеспечивать разработку и выполнение программы обеспечения качества на всех этапах организации, подготовки и проведения экспериментальных работ.