3. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВВОДЕ БЛОКА АС В ЭКСПЛУАТАЦИЮ

3.1. Физический пуск реактора

3.1.1. В процессе физического пуска должны быть получены экспериментальные данные о нейтронно-физических параметрах реактора, эффектах реактивности, эффективности органов регулирования и АЗ и др.

3.1.2. Физический пуск реактора, включая загрузку реактора ядерным топливом, осуществляется в соответствии с программой физического пуска. Программа физического пуска разрабатывается и утверждается эксплуатирующей организацией.

3.1.3. Программа физического пуска реактора должна содержать:

- перечень систем и оборудования, необходимых для проведения физического пуска реактора;

- порядок проведения загрузки реактора ТВС (твэлами);

- порядок достижения критического состояния;

- описание испытаний (измерений) и порядок их проведения;

- ожидаемые значения критических загрузок, критических положений (состояний) органов воздействия на реактивность, их эффективность, оценки влияния на реактивность загружаемых ТВС (твэлов), теплоносителя;

- методики проведения испытаний и измерений;

- меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении физического пуска.

3.1.4. Проверка готовности к физическому пуску реактора осуществляется:

- рабочей комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией;

- комиссией органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

3.1.5. Рабочая комиссия проверяет:

- соответствие выполненных работ проектам РУ и АС;

- работоспособность оборудования, наличие протоколов испытаний оборудования, актов об окончании предпусковых наладочных работ;

- наличие и оформление эксплуатационной документации;

- наличие разрешений на право работы у сменного персонала и протоколов сдачи экзаменов контролирующими физиками.

Рабочая комиссия составляет акт о готовности систем, оборудования и подготовленности персонала к проведению физического пуска. Акт должен быть утвержден эксплуатирующей организацией в установленном порядке.

3.1.6. Комиссия органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии проверяет:

- техническую готовность блока АС к физическому пуску;

- проектную и эксплуатационную документацию;

- подготовленность персонала к проведению физического пуска.

3.1.7. Первый завоз ядерного топлива на площадку вводимого в эксплуатацию блока АС может быть осуществлен при наличии лицензии органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии на эксплуатацию блока АС и по результатам инспекции органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии готовности блока АС к завозу ядерного топлива.

3.1.8. Решение о проведении физического пуска принимается в установленном порядке на основании акта рабочей комиссии о готовности систем и оборудования, подготовленности персонала к физическому пуску, а также акта эксплуатирующей организации об устранении недостатков по результатам инспекции органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии готовности блока АС к физическому пуску.

3.1.9. В случае возникновения предаварийной ситуации при проведении испытаний (измерений) во время физического пуска испытания (измерения) должны быть прекращены, а реактор переведен в подкритическое состояние.

3.1.10. Результаты загрузки активной зоны реактора ТВС (твэлами), а также результаты испытаний во время физического пуска должны оформляться актами и отчетами, которые должны представляться в орган государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии в установленном порядке.

3.2. Энергетический пуск блока АС

3.2.1. Энергетический пуск блока АС включает поэтапный и постепенный подъем мощности, определение и уточнение параметров РУ и блока АС, комплексное опробование систем и оборудования блока АС, проведение на каждом этапе запланированных испытаний (измерений) и анализ полученных результатов.

3.2.2. Энергетический пуск блока АС осуществляется в соответствии с программой энергетического пуска блока АС, откорректированной (при необходимости) по результатам физического пуска. Программа энергетического пуска разрабатывается и утверждается эксплуатирующей организацией.

3.2.3. Программа энергетического пуска должна содержать порядок его проведения, ожидаемые значения нейтронно-физических характеристик реактора (эффектов реактивности и др.), теплотехнических характеристик РУ, методики проведения испытаний, меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении энергетического пуска и т.п.

3.2.4. Программа энергетического пуска должна предусматривать испытания и отработку режимов работы энергоблока АС, проверку систем безопасности в объеме и последовательности, обеспечивающих безопасный вывод реактора на номинальный уровень мощности, включая отработку безопасного и динамически устойчивого прохождения переходных режимов на всех этапах освоения мощности.

3.2.5. Проверка готовности блока АС к энергетическому пуску осуществляется рабочей комиссией. Рабочая комиссия проверяет готовность систем и оборудования блока АС к энергетическому пуску, выводу реактора на мощность, пуску турбогенераторов и включению блока АС в энергосеть, укомплектованность сменным персоналом, его подготовку и допуск к работе. Комиссия составляет акт о готовности блока АС к энергетическому пуску. Акт должен быть утвержден эксплуатирующей организацией в установленном порядке.

В случае необходимости органом государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии направляется комиссия для проверки готовности блока АС к энергетическому пуску.

3.2.6. Энергетический пуск блока АС осуществляется после устранения недостатков, отмеченных в акте рабочей комиссии и в акте комиссии органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии (в случае проверки комиссией органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии).

3.2.7. Решение о проведении энергетического пуска принимается в установленном порядке на основании акта рабочей комиссии о готовности блока АС к энергетическому пуску, а также акта эксплуатирующей организации об устранении недостатков по результатам проверки комиссией органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии (в случае ее проведения) готовности блока АС к энергетическому пуску.

3.2.8. По результатам физического и энергетического пуска эксплуатирующей организацией должен быть выпущен отчет и откорректирован (при необходимости) ООБ АС.

4. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ

4.1. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию блока АС, является технологический регламент безопасной эксплуатации блока АС, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия безопасной эксплуатации. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС.

4.2. Эксплуатация блока АС должна проводиться в соответствии с инструкциями по эксплуатации, разработанными администрацией АС на основании проектно-конструкторской документации и технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС, откорректированных по результатам ввода в эксплуатацию АС и с учетом опыта эксплуатации.

4.3. До начала эксплуатации блока АС эксплуатирующей организацией должен быть оформлен паспорт реакторной установки.

4.4. Эксплуатирующая организация на основе проектов РУ и АС с учетом требований технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС организует разработку и выпуск для систем, важных для безопасности:

- инструкций по проведению проверок и испытаний;

- графиков проведения технического обслуживания, планово-предупредительных и капитальных ремонтов систем и элементов;

- графиков проведения испытаний и проверок функционирования систем безопасности.

4.5. Состояние РУ и ее систем и условия, при которых разрешается эксплуатация блока АС, должны быть обоснованы в проектах РУ и АС и приведены в технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС.

4.6. При нарушении эксплуатационных пределов оперативным персоналом должна быть выполнена последовательность действий, установленная в проекте РУ (АС) и технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС и направленная на приведение блока АС к нормальной эксплуатации. В случае невозможности восстановления нормальной эксплуатации блок АС должен быть остановлен.

4.7. При возникновении предаварийной ситуации (аварии) блок АС должен быть остановлен, должны быть выяснены и устранены причины ее возникновения и приняты меры по восстановлению нормальной эксплуатации блока АС. Эксплуатация блока АС может быть продолжена только после устранения причин возникновения предаварийной ситуации (аварии).

4.8. Эксплуатирующая организация должна расследовать происшествия и аварии на АС в соответствии с федеральными нормами и правилами, а также передавать информацию об этих нарушениях в установленном в федеральных нормах и правилах порядке.

4.9. При проектных авариях действия персонала должны определяться инструкцией по ликвидации аварий на блоке АС, разрабатываемой эксплуатирующей организацией на основе ООБ АС. В инструкции должны быть рассмотрены проектные аварии и разработаны меры по ликвидации их последствий.

4.10. Для управления запроектными авариями в соответствии с проектами РУ и АС и ООБ АС эксплуатирующей организацией должно быть разработано руководство по управлению запроектными авариями.

4.11. В инструкции по ликвидации аварий на блоке АС и в руководстве по управлению запроектными авариями должен быть указан порядок ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения в случае возникновения запроектной аварии.

4.12. Для подготовки персонала АС к действиям при предаварийных ситуациях и авариях должны проводиться противоаварийные тренировки. Периодичность и порядок их проведения утверждаются эксплуатирующей организацией.

4.13. С момента возникновения аварии и до начала работы комиссии по выявлению причин аварии запрещается вскрывать контрольно-измерительную аппаратуру и устройства, менять уставки аварийной и предупредительной сигнализации и защиты. Должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, исключающие возможность утраты зарегистрированной информации и несанкционированного доступа к устройствам и элементам, базам данных и архивам системы управления, в которых зафиксировано состояние оборудования и систем перед возникновением аварии и в последующий период.

4.14. В проекте РУ должны быть обоснованы и в технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС приведены условия безопасной эксплуатации остановленного реактора с ядерным топливом в активной зоне, включая режимы загрузки и перегрузки. Для этих режимов должны быть определены как минимум:

- объем контроля в соответствии с требованиями пп. 2.3.3.1, 2.3.3.3 и 2.3.3.6 настоящих Правил с обязательным контролем плотности нейтронного потока и концентрации раствора жидкого поглотителя, если он применяется для данного типа РУ;

- требования к готовности систем, важных для безопасности.

4.15. В реакторах, в которых загрузка и перегрузка ядерного топлива выполняются при заполнении раствором жидкого поглотителя реактора, первого контура и связанных с ним систем, концентрация раствора жидкого поглотителя при операциях загрузки и перегрузки реактора, а также при испытаниях оборудования, арматуры и трубопроводов первого контура и при ремонтных работах должна быть не ниже определенной проектом РУ (АС).

4.16. Эксплуатирующая организация на основе проектной документации, проектного перечня ядерно опасных работ и опыта эксплуатации должна разрабатывать перечень ядерно опасных работ блока АС.

4.17. Работы с системами (элементами), важными для безопасности, по выводу в ремонт и вводу в эксплуатацию, а также испытания этих систем (элементов), не предусмотренные технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС и инструкциями по эксплуатации, являются ядерно опасными.

4.18. Ядерно опасные работы должны проводиться по специальной рабочей программе, утверждаемой административным руководством АС.

Ядерно опасные работы, не предусмотренные технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС и инструкциями по эксплуатации, должны проводиться по специальной рабочей программе, утверждаемой эксплуатирующей организацией при согласовании разработчиками проекта РУ и АС.

Рабочая программа должна содержать:

- цель проведения ядерно опасных работ;

- перечень ядерно опасных работ;

- технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности;

- критерии и контроль правильности завершения ядерно опасных работ;

- указание о назначении ответственного лица за проведение ядерно опасных работ.

Ядерно опасные работы должны проводиться, как правило, на остановленном реакторе.

4.19. Подкритичность остановленного реактора при проведении ядерно опасных работ должна быть не менее 0,02 для состояния реактора с максимальным запасом реактивности (для реакторов канального типа рабочие органы АЗ должны быть взведены, а остальные рабочие органы СУЗ введены в активную зону).

4.20. После завершения ремонта оборудования и систем, важных для безопасности, должна быть проведена проверка характеристик этих систем на соответствие проектным характеристикам. Проверка должна проводиться в соответствии с действующими инструкциями или по программам, разработанным в порядке, установленном эксплуатирующей организацией АС.

4.21. При любых испытаниях систем, важных для безопасности, должна проводиться проверка соответствия результатов испытаний критериям, установленным в проектах РУ и АС. Результаты испытаний должны оформляться актом.

5. КОНТРОЛЬ СОБЛЮДЕНИЯ ПРАВИЛ

5.1. Эксплуатирующая организация должна постоянно контролировать соблюдение требований настоящих Правил.

5.2. Эксплуатирующая организация организовывает периодические (не реже одного раза в два года) проверки соблюдения АС требований настоящих Правил и устанавливает порядок проверок состояния ядерной безопасности АС внутренними комиссиями. Результаты проверок, проводимых эксплуатирующей организацией, представляются органу государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

Приложение

к Правилам ядерной

безопасности реакторных

установок атомных станций

ПРЕДЕЛЫ ПОВРЕЖДЕНИЯ ТВЭЛОВ

И ТРЕБОВАНИЯ К КОЭФФИЦИЕНТАМ РЕАКТИВНОСТИ РЕАКТОРОВ АС

С НАИБОЛЕЕ РАСПРОСТРАНЕННЫМИ ТИПАМИ РУ

1. АС с РУ типа ВВЭР

1.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов:

- дефекты типа газовой неплотности - не более 0,2% от числа твэлов в активной зоне;

- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,02% от числа твэлов в активной зоне.

1.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:

- дефекты типа газовой неплотности - не более 1% от числа твэлов в активной зоне;

- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,1% от числа твэлов в активной зоне.

1.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров:

- температура оболочек твэлов должна быть не более 1200 °C;

- эквивалентная степень окисления оболочек твэлов должна быть не более предельного значения, устанавливаемого в проекте на основе экспериментальных данных;

- доля прореагировавшего циркония в активной зоне должна быть не более 1% его массы в оболочках твэлов;

- максимальная температура топлива должна быть не выше температуры плавления.

1.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя и температуре топлива, по мощности реактора, суммарного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и температуре топлива не должны быть положительными во всех критических состояниях, возможных во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

2. АС с РУ типа РБМК

2.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов:

- дефекты типа газовой неплотности - не более 0,2% от числа твэлов в активной зоне;

- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,02% от числа твэлов в активной зоне.

2.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:

- дефекты типа газовой неплотности - не более 1% от числа твэлов в активной зоне;

- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,1% от числа твэлов в активной зоне.

2.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров:

- температура оболочек твэлов должна быть не более 1200 °C;

- эквивалентная степень окисления оболочек твэлов должна быть не более предельного значения, устанавливаемого в проекте на основе экспериментальных данных;

- доля прореагировавшего циркония в активной зоне должна быть не более 1% его массы в оболочках твэлов;

- максимальная температура топлива должна быть не выше температуры плавления.

2.4. Значения коэффициентов реактивности по температуре топлива и по мощности не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. В проекте РУ должен быть обоснован допустимый интервал безопасных значений парового коэффициента реактивности. Необходимо стремиться к тому, чтобы значения парового коэффициента реактивности при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, были близки к нулю. При эксплуатации АС величина парового коэффициента реактивности должна подтверждаться измерениями по верифицированным методикам с периодичностью, установленной в проекте РУ.

3. АС с РУ типа БН

3.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов:

- дефекты типа газовой неплотности - не более 0,05% от числа твэлов в активной зоне;

- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,005% от числа твэлов в активной зоне.

3.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:

- дефекты типа газовой неплотности - не более 0,1% от числа твэлов в активной зоне;

- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,01% от числа твэлов в активной зоне.

3.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов для быстрых натриевых реакторов с МОХ-топливом и оболочками твэлов из аустенитной стали ЧС-68ХД соответствует непревышению следующих предельных параметров:

- температура оболочек твэлов - 900 °C;

- температура топлива - 2300 °C;

- объемное распухание оболочек твэлов - 15%.

3.4. Значения коэффициентов реактивности по температуре и по мощности реактора, а также суммарного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и по температуре топлива должны быть отрицательными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. Для запроектных аварий допустимый интервал значений натриевого пустотного эффекта должен быть обоснован в проекте РУ и АС.

4. АС с РУ типа АСТ

4.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов:

- дефекты типа газовой неплотности - не более 0,2% от числа твэлов в активной зоне;

- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,02% от числа твэлов в активной зоне.

4.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:

- дефекты типа газовой неплотности - не более 1% от числа твэлов в активной зоне;

- прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем - не более 0,1% от числа твэлов в активной зоне.

4.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров:

- температура оболочек твэлов должна быть не более 1200 °C;

- эквивалентная степень окисления оболочек твэлов должна быть не более предельного значения, устанавливаемого в проекте на основе экспериментальных данных;

- доля прореагировавшего циркония в активной зоне должна быть не более 1% его массы в оболочках твэлов;

- максимальная температура топлива должна быть не выше температуры плавления.

4.4. Значения коэффициентов реактивности по удельному объему теплоносителя и температуре топлива, по мощности реактора, суммарного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и температуре топлива, не должны быть положительными во всех критических состояниях, возможных во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

5. АС с РУ типа ЭГП-6

5.1. Эксплуатационный предел повреждения твэлов (трубчатых твэлов с топливной композицией в виде крупки диоксида урана в магниевой матрице):

- температура наружной поверхности оболочки твэла 430 °C;

- неплотности оболочек не допускаются.

5.2. Предел безопасной эксплуатации повреждения твэлов:

- потеря герметичности наружной оболочки хотя бы одного твэла;

- достижение 50-кратного превышения показаний системы контроля герметичности оболочек твэлов над фоновым значением для любой ТВС реактора.

5.3. Максимальный проектный предел повреждения твэлов:

- температура оболочки твэла, разгруженного от внутреннего давления, 1100 °C;

- температура оболочки твэла, находящегося под рабочим внутреннем давлением, 930 °C;

- локальная глубина взаимодействия наружной оболочки твэла с матричным материалом - не более 85%.

5.4. Значения коэффициентов реактивности по температуре топлива, по паросодержанию теплоносителя и по мощности не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

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

Новости