NP-082-07.doc

Зарегистрировано в Минюсте РФ 21 января 2008 г. N 10951

------------------------------------------------------------------

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ

И АТОМНОМУ НАДЗОРУ


ПОСТАНОВЛЕНИЕ

от 10 декабря 2007 г. N 4

ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ

ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ

АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
"ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ

УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ"

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору постановляет:

Утвердить и ввести в действие с 1 июня 2008 г. прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" (НП-082-07).

Руководитель

К.Б.ПУЛИКОВСКИЙ

Утверждены

Постановлением

Федеральной службы по

экологическому, технологическому

и атомному надзору

от 10 декабря 2007 г. N 4

ПРАВИЛА

ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

НП-082-07

Введены в действие

с 1 июня 2008 г.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

    АЗ        - аварийная защита

    АС        - атомная станция

    АСТ       - атомная станция теплоснабжения

    БН        - реактор   на    быстрых   нейтронах  с   натриевым

                теплоносителем

    БПУ (БЩУ) - блочный пункт (щит) управления

    ВВЭР      - водо-водяной энергетический реактор

    КГО       - контроль герметичности оболочки

    ООБ       - отчет по обоснованию безопасности

    ПЗ        - предупредительная защита

    РБМК      - реактор большой мощности канальный

    РПУ (РЩУ) - резервный пункт (щит) управления

    РУ        - реакторная установка

    СВБ       - система, важная для безопасности

    СУЗ       - система управления и защиты

    ТВС       - тепловыделяющая сборка

    ТВЭЛ      - тепловыделяющий элемент

    УСБ       - управляющие системы безопасности

    УСНЭ      - управляющие системы нормальной эксплуатации

    ЭГП-6     - энергетическая  графитовая   петельная  реакторная

                установка

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

В целях настоящего документа используются следующие термины и определения.

1. Аварийная защита:

- функция безопасности, заключающаяся в быстром переводе реактора в подкритическое состояние и в поддержании его в подкритическом состоянии;

- комплекс систем безопасности, выполняющий функцию АЗ.

2. 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 деления и передачи энергии теплоносителю.

3. Группа рабочих органов СУЗ - один или несколько рабочих органов СУЗ, объединенных по управлению в целях одновременного совместного перемещения и воздействия на реактивность.

4. Диагностика - функция контроля, целью которой является определение состояния работоспособности (неработоспособности) или исправности (неисправности) диагностируемого объекта.

5. 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).

6. Исполнительный механизм СУЗ - устройство, состоящее из привода, рабочих органов и соединительных элементов и предназначенное для изменения реактивности реактора.

7. Канал контроля - совокупность датчиков, линий связи, средств обработки сигналов и (или) представления параметров, предназначенных для обеспечения контроля в заданном проектом объеме.

8. Комплект аппаратуры АЗ - аппаратура системы управления и защиты, выполняющая в заданном проектом РУ объеме функции контроля и управления АЗ.

9. Максимальный запас реактивности - реактивность, которая может реализовываться в реакторе при удалении из активной зоны всех средств воздействия на реактивность и извлекаемых поглотителей для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения.

10. Максимальный проектный предел повреждения твэлов - допустимые значения параметров и характеристик твэлов в условиях проектных аварий, превышение которых может приводить к разрушению твэлов.

11. Перегрузка активной зоны (перегрузка) - ядерно-опасные работы на РУ по загрузке, извлечению и перемещению ТВС (твэлов), средств воздействия на реактивность и других элементов, влияющих на реактивность, в целях их ремонта, замены и демонтажа.

12. Повреждение твэла - нарушение хотя бы одного из установленных для твэлов проектных пределов повреждения.

13. Предупредительная защита - функция, выполняемая управляющей системой нормальной эксплуатации блока АС, для предотвращения срабатывания аварийной защиты и (или) нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации.

14. Привод СУЗ - устройство, предназначенное для изменения положения механического рабочего органа СУЗ и его удержания в фиксированном положении.

15. Рабочий орган АЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в АЗ.

16. Рабочий орган СУЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в СУЗ.

17. Разгерметизация твэла - повреждение твэла с нарушением целостности оболочки твэла типа газовой неплотности или прямого контакта ядерного топлива с теплоносителем.

18. Разрушение твэла - нарушение целостности конструкции твэла, в результате которой твэл утрачивает геометрию, обеспечивающую его проектное охлаждение.

19. Реакторная установка - комплекс систем и элементов АС, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами АС. Границы РУ устанавливаются для каждой АС в проекте.

20. Сигнал АЗ - сигнал, формируемый в комплекте аппаратуры АЗ с целью инициировать срабатывание рабочих органов АЗ и поступающий в средства регистрации, а также на БПУ и РПУ для оповещения персонала.

21. Сигнал ПЗ - сигнал, формируемый и регистрируемый системами контроля и управления для инициирования функций ПЗ и оповещения персонала о возможных нарушениях нормальной эксплуатации.

22. Система остановки реактора - система, предназначенная для перевода реактора в подкритическое состояние и поддержания его в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность.

23. Система управления и защиты - совокупность средств технического, программного и информационного обеспечения, предназначенных для обеспечения безопасного протекания цепной ядерной реакции деления.

Система управления и защиты - система, важная для безопасности, совмещающая функции нормальной эксплуатации и безопасности и состоящая из элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.

24. Средства воздействия на реактивность - технические средства, реализуемые в виде твердых, жидких или газообразных поглотителей (замедлителей, отражателей), изменением положения или состояния которых в активной зоне или отражателе обеспечивается изменение реактивности активной зоны реактора.

25. Тепловыделяющая сборка - машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции.

26. Тепловыделяющий элемент (твэл) - отдельная сборочная единица, содержащая ядерные материалы и предназначенная для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции деления и (или) для накопления нуклидов.

27. Тяжелое повреждение активной зоны реактора - запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть превышен предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.

28. Указатель положения рабочего органа СУЗ - устройство для определения положения рабочего органа СУЗ в активной зоне реактора.

29. Эквивалентная степень окисления оболочки - отнесенная к начальной толщине оболочки суммарная толщина эквивалентного слоя, который прореагировал бы с водяным паром в предположении, что весь местно-поглощенный кислород пошел на образование стехиометрического диоксида циркония ZrO2. В случае разгерметизации оболочки учитывается окисление как наружной, так и внутренней поверхности оболочки.

1. НАЗНАЧЕНИЕ И ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

1.1. Настоящие Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций распространяются на все проектируемые, конструируемые, сооружаемые и эксплуатируемые АС.

1.2. Настоящие Правила устанавливают требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и элементов РУ, а также организационные требования, направленные на обеспечение ядерной безопасности при проектировании, конструировании, сооружении и эксплуатации РУ и АС.

1.3. Настоящие Правила разработаны на основе требований общих положений обеспечения безопасности АС, а также опыта проектирования, конструирования, сооружения и эксплуатации АС и конкретизируют требования общих положений обеспечения безопасности АС в части обеспечения ядерной безопасности РУ и АС, за исключением требований к хранению и транспортированию ядерного топлива.

1.4. Ядерная безопасность РУ и АС определяется техническим совершенством проектов, требуемым качеством изготовления, монтажа, наладки и испытаний элементов и систем, важных для безопасности, их надежностью при эксплуатации, диагностикой технического состояния оборудования, качеством и своевременностью проведения технического обслуживания и ремонта оборудования, контролем и управлением технологическими процессами при эксплуатации, организацией работ, квалификацией и дисциплиной персонала.

1.5. Ядерная безопасность РУ и АС обеспечивается системой технических и организационных мер, предусмотренных концепцией глубокоэшелонированной защиты, в том числе за счет:

- использования и развития свойств внутренней самозащищенности;

- использования систем безопасности, построенных на основе принципов независимости, разнообразия и резервирования; единичного отказа;

- использования надежных, проверенных практикой технических решений и обоснованных методик, расчетных анализов и экспериментальных исследований;

- выполнения требований нормативных документов по безопасности РУ и АС, соблюдения требований проектов РУ и АС;

- устойчивости технологических процессов;

- реализации систем обеспечения качества на всех этапах создания и эксплуатации АС;

- формирования и внедрения культуры безопасности на всех этапах создания и эксплуатации АС.

Новости