ПБЯ 04-74

ПБЯ 04-74 Правила ядерной безопасности атомных электростанций

Государственный комитет по использованию атомной энергии СССР Государственная инспекция по ядерной безопасности СССР ГОСАТОМНАДЗОР СССР ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ IIБЯ-04-74 МОСКВА АТОМИЗДАТ 1976 УТВЕРЖДЕНО Госатомнадзором СССР 31 декабря 1974 г. l. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 1.1. Настоящие «Правила ядерной безопасности атомных электростанций ПБЯ 04 74» * устанавливают требования и условия обеспечения ядерной безопасности на атомных электростанциях СССР. Действие «Правил» распространяется на все действующие строящиеся и проектируемые атомные электростанции а также атомные теплофикационные станции и атомные станции теплоснабжения** СССР независимо от их типа Примечание. Отступления от настоящих «Правил» для действующих строящихся АЭС технические проекты которых утверждены до выпуска «Правил» должны быть обоснованы проектными и эксплуатирующими организациями и согласованы с Госатомнадзором СССР. 1.2. Настоящие «Правила» составлены с учетом действующих в СССР нормативных документов и опыта эксплуатации атомных электростанций. 1.3. «Правила» регламентируют вопросы безопасности АЭС связанные с предотвращением потери контроля и управлення цепной реакцией деления в активной зоне реактора и исключением возможности образования критической массы при перегрузке транспортировке и хранении тепловыделяющих сборок ТВС и проведении монтажных и ремонтных работ 1.4. «Правила» содержат основные технические и организационные требования обеспечения ядерной безопасности при проектировании строительстве и эксплуатации атомных электростанций и требования к подготовке и квалификации персонала АЭС. 1.5. Ядерная безопасность АЭС обеспечивается наличием соответствующего оборудования его техническим совершенством и надежностью контролем за его состоянием а также контролем технологических процессов при эксплуатации правильной организацией работ профессиональной квалификацией и дисциплиной персонала. * Далее в тексте «Правила» **Далее в тексте атомная электростанция АЭС 1.6. «Правила» являются обязательными для всех ведомств предприятий и организаций при проектировании строительстве и эксплуатации атомных электростанций. Ответственность за выполнение и контроль за соблюдением настоящих «Правил» при эксплуатации АЭС возлагаются на дирекцию станции а также руководящих и инженерно технических работников ведомств в ведении которых находится атомная электростанция. 1.7. Инструкция по эксплуатации реакторной установки АЭС технологический регламент и другая документация должны быть составлены в соответствии с требованиями по обеспечению ядерной безопасности изложенными в настоящих «Правилах». 1.8. Предприятия и ведомства осуществляющие разработку оборудования строительство и эксплуатацию АЭС обязаны по требованию Госатомнадзора СССР представлять де тальник информацию связанную с обеспечением ядерной безопасности в виде проектных материалов результатов ис следований и расчетов информации по эксплуатации а так же акты испытаний и проверок оборудования сведения по эксплуатации оборудования и подготовке персонала. 1.9. По мере накопления опыта проектирования coopужения и эксплуатации АЭС с реакторами различных типов «Правила» могут изменяться и дополняться. 1.10. Лица виновные в нарушении «Правил» привлекаются к административной или судебной ответственности в соот ветствии с действующим Законодательством. 2. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ И ТЕРМИНОЛОГИЯ 2.1. Атомная электростанция АЭС комплекс включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую. 2.2. Атомная теплофикационная станция и атомная станция теплоснабжения комплекс включающий ядерный peaк тор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую. 2.3. Система управления и защиты СУЗ технологическая система реактора АЭС представляющая собой совокупность устройств предназначенных для: контроля мощности интенсивности цепной реакции ; управления цепной реакцией; аварийного гашения цепной реакции. 2.4. Контрольно-измерительные приборы КИП система датчиков и приборов для контроля технологических параметров реакторной установки АЭС температуры давления расхода теплоносителя и т. д. . 2.5. Аварийная защита A3 устройство СУЗ предназначенное для быстрого автоматического и ручного дистанционного гашения цепной реакции. 2.6. Автоматический регулятор АР устройство СУЗ предназначенное для автоматического управления мощностью реактора интенсивностью цепной реакции . 2.7. Ручной регулятор РР дистанционно управляемое с пульта устройство СУЗ предназначенное для воздействия на реактивность реактора. 2.8. Компенсирующий орган КО автоматически или дистанционно управляемое с пульта устройство СУЗ предназначенное для подавления реактивности в случаях когда эффективности регуляторов для этой цели недостаточно. 2.9. Минимально-контролируемый уровень МКУ минимальный уровень мощности реактора достаточный для контроля за цепной реакцией с помощью штатной аппаратуры СУЗ 2.10. Локальная критмасса количество ядерного топлива в части активной зоны в пределах которой может возникнуть неуправляемая самоподдерживающаяся цепная реакция. 2.11. Физический пуск АЭС загрузка активной зоны плотными тепловыделяющими сборками ТВС достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых экспериментов на уровне мощности при которой разогрев теплоносителя энергией деления незначителен. 2.12. Энергетический пуск АЭС вывод реактора с уровня мощности физического пуска до уровня достаточного для пуска турбины и проведения необходимых экспериментов при поэтапном подъеме мощности. 2.13. Ядерная авария потеря управления цепной реакцией в реакторе либо образование критической массы при перегрузке транспортировке и хранении тепловыделяющих сборок приведшие к потенциально опасному облучению людей или к повреждению тепловыделяющих элементов твэ-лов сверх допустимых пределов. 2.14. Ядерноопасный режим отклонения от пределов л условии безопасной эксплуатации реакторной установки АЭС не приведшие к ядерной аварии. 2.15. Максимальный запас реактивности реактивность реализуемая в реакторе при удалении всех исполнительных органов СУЗ включая растворы жидких поглотителей для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения kэф . 3. ТЕХНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ И СИСТЕМАМ ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ] ЯДЕРНУЮ БЕЗОПАСНОСТЬ 3.1. Общие требования. 3.1.1. Проектом АЭС должны быть предусмотрены технические и организационные меры направленные на обеспечение ядерной безопасности при любом возможном единичном нарушении одной системы устройства которое может сов пасть с необнаруженным длительным нарушением в другой системе устройстве . Примечание: Перечень нарушений систем устройств рассматриваемых в проектах и связанных с обеспечением ядерной безопасности согласовывается с Госатомнадзором СССР 3.1.2. Проекты всех систем и компонент АЭС повреждение или неправильное функционирование которых может повлиять на ядерную безопасность должны содержать подробный анализ всех возможных отказов составных элементов с выделением опасных отказов и оценкой их последствии Эти системы и компоненты должны быть обеспечены средствами контроля и при необходимости резервированием. 3.1.3. Не допускается многоцелевое использование систем и компонент АЭС если не показано что такое совмещение функции не приведет к нарушению условий и требований ядерной безопасности. 3.1.4. Системы и отдельные элементы АЭС влияющие на ядерную безопасность должны подвергаться контролю и испытаниям в процессе изготовления монтажа и наладки также периодической проверке в процессе эксплуатации. Техническим проектом должны быть предусмотрены приспособления устройства и методики с целью: проверки работоспособности наиболее ответственных частей и узлов систем; периодических испытаний узлов на соответствие их проектным показателям; периодических проверок последовательности и времена прохождения сигналов включая сигналы срабатывания ава-рийной защиты ; проверок включения оборудования в том числе переход на аварийные источники питания. Примечание Устройства и методы проверки не должны влиять на безопасную эксплуатацию АЭС Техническим проектом АЭС должен быть определен перечень систем и оборудования работоспособность которых проверяется на работающем и ocтановленном реакторе 3.1.5. Технический проект систем и оборудования АЭС влияющих на ядерную безопасность должен содержать: количественный анализ надежности; количественный анализ вероятности повреждений оборудования и различных аварийных ситуации рассматриваемых в проекте. Анализ надежности и вероятности повреждений выполняется су четом накопленных статистических данных по работе оборудования и систем. 3.1 6 В техническом проекте АЭС проектные материалы по обеспечению ядерной безопасности должны входить отдельным разделом в техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации атомной электростанции. Примечание: В этом же разделе указываются все имеющиеся отступления от требовании «Правил» Отступления должны быть обоснованы и согласованы с Госатомнадзором СССР на стадии технического проектирования. 3.1.7. Количество и технические характеристики приборов СУЗ и КИП а также объем полученной информации должны обеспечивать фиксацию причин срабатывания аварийной защиты и возможность восстановления картины аварийного процесса. Примечание: Желательно иметь устройства для аналогового изображения изменения мощности реактивности скорости изменения реактивности и положения в реакторе исполнительных органов СУЗ. 3.1.8. Система сигнализации реакторной установки АЭС должна выдавать следующие сигналы: аварийные световые и звуковые включая сирену аварийного оповещения при достижении параметрами установок срабатывания A3 и аварийных отклонениях технологического режима; предупредительные световые и звуковые при приближении параметров к установкам срабатывания A3 повышении излучения выше установленных пределов нарушении нормального функционирования оборудования; указательные фиксирующие положение исполнительных органов СУЗ наличие напряжения в цепях электропитания состояние оборудования включение отдельных приборов и т. д. 3 1 9 Для систем и оборудования обеспечивающих ядерную безопасность устанавливается периодичность ремонтных работ и профилактических мероприятий в течение всего срока эксплуатации АЭС. 3 1.10. Все конструкции и оборудование работающие под давлением и связанные с обеспечением ядерной безопасности должны удовлетворять «Правилам устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок» М «Металлургия 1973 . 3.1.11. Системы АЭС предназначенные для обеспечения ядерной безопасности а также для предотвращения или уменьшения последствий ядерных аварий должны проектироваться изготовляться и монтироваться с учетом дополнительных нагрузок возможных в результате воздействия климатических условий и таких свойственных данному району природных явлений как землетрясения ураганы наводнения и т д. 3 1.12 Технический проект АЭС а также влияющие на ядерную безопасность изменения основных проектных параметров конструкции оборудования и систем в том числе модернизация должны быть согласованы с Госатомнадзором СССР. 3.2. Требования к конструкции и характеристикам активной зоны. 32.1. При проектировании активной зоны реактора должны быть заранее установлены и обоснованы по условиям безопасной эксплуатации АЭС допустимые пределы повреждения количество и степень повреждения твэлов Активная зона должна быть спроектирована таким образом чтобы при нормальной эксплуатации на протяжении всего расчетного срока службы не превышались допустимые пределы повреждения твэлов. 3.2.2. При проектировании реактора следует стремиться тому чтобы полный мощности коэффициент реактивности не был положительным при любых режимах работать АЭС. Если полный мощностной коэффициент реактивности каких-либо эксплуатационных условиях положителен в проекте должна быть обеспечена и особо доказана ядерная безопасность реактора при работе в стационарных переходных и аварийных режимах. 3.2.3. Конструкция активной зоны должна быть спроектирована так чтобы при нормальных и аварийных режимах работы реактора не происходило заклинивание исполнительных органов СУЗ. 3.2.4. Активная зона реактора должна быть спроектирована так чтобы исключалась возможность не предусмотренного и приводящего к увеличению реактивности перемещения компонент активной зоны. 3.2.5. Характеристики ядерного топлива конструкция активной зоны реактора оборудование первого контура и вспомогательных систем включая систему очистки первичного теплоносителя и др. должны исключать возможность образования критических масс делящихся материалов пpи разрушении активной зоны или расплавлении топлива. 326. Включение системы аварийного охлаждения активной зоны остановленного реактора не должно приводить к выходу реактора из подкритического состояния. Указанное требование обеспечивается выбором соответствующего теплоносителя концентрацией поглотителя в нем техническими характеристиками системы аварийного охлаждения и т. д. 3.3. Требования к системе управления и защиты. 3 3 1 Система управления и защиты должна обеспечивать надежный контроль мощности интенсивности цепной реакции управление и быстрое гашение цепной реакции а также поддержание реактора в подкритическом состоянии. 332 В качестве исполнительных органов СУЗ могут применяться любые дистанционно управляемые устройства: поглощающие стержни или растворы подвижные тепловыделяющие сборки детали отражателя и т. п. 3 3.3. При проектировании СУЗ должны быть предусмотрены по меньшей мере две независимые системы либо независимые органы либо независимые группы органов воздействия на реактивность желательно основанные на различных принципах действия . 3.3.4. По крайней мере две из предусмотренных независимых систем органов групп органов воздействия на реактивность должны быть способны независимо одна от другой привести реактор из любого рабочего состояния без превышения допустимых пределов повреждения твэлов в подкри-тическое состояние поддерживать его в этом состоянии при рабочей температуре теплоносителя и замедлителя. 3.3 5. По крайней мере одна из предусмотренных систем воздействия на реактивность должна быть способна привести реактор в подкритическое состояние и поддерживать его в этом состоянии при любых нормальных и аварийных условиях и при условии несрабатывания одного наиболее эффективного органа воздействия на реактивность. 336 При пуске реактора его подкритичность после взвода органов A3 с введенными остальными органами СУЗ должна быть не менее 0 01 в состоянии активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения. 3 3 7. Управление реактором и его системами должно производиться с пульта управления и местных постов имеющих с пультом управления телефонную и громкоговорящую связь. Количество местных постов определяется проектом. 3.3.8. Должна быть предусмотрена возможность остановки реактора из другого помещения в случае нарушения Доступа в помещение пульта управления пожара и т. п. . 3.3.9. Для контроля мощности интенсивности цепной реакции реактор должен быть оснащен каналами контроля таким образом чтобы в процессе пуска реактора и на любом уровне мощности начиная с МКУ контроль осуществлялся как минимум: тремя не зависимыми между собой каналами измерения уровня мощности регистрирующими нейтроны с показывающими приборами; тремя не зависимыми между собой каналами измерения скорости изменения мощности или изменения реактивности с показывающими приборами. По крайней мере два из трех каналов контроля мощности должны быть оснащены записывающими приборами. В случае применения каналов измерения работающих в ограниченных диапазонах рабочие диапазоны каналов должны перекрываться не менее чем в пределах одной декады. Примечание: Если перечисленные выше независимые каналы контроля мощности не обеспечивают контроль нейтронного потока при загрузке и перегрузке активной зоны реактор; должен быть оборудован дополнительной системой контроля. Эта система может быть съемной устанавливаемой на период загрузки и перегрузки активной зоны реактора и должна включать в себя не менее двух независимых каналов контроля уровня нейтронного потока с показывающими и записывающими приборами. 3.3.10. Все механические исполнительные органы СУЗ должны иметь указатели положения и конечные выключатели срабатывающие по возможности от исполнительного органа. 3.3.11. Источники электропитания СУЗ должны иметь резерв обеспечивающий работу СУЗ в нормальных и аварийных режимах. 3.3.12. Схема СУЗ должна исключать введение положительной реактивности с помощью исполнительных органов АР РР и КО если исполнительные органы аварийной защиты не взведены 3.3.13. Скорость введения положительной реактивности исполнительными органами СУЗ не должна превышать 0 07рэф */сек. Для исполнительных органов АР в режиме ручного регулирования РР и КО с эффективностью более 0 7рэф введение положительной реактивности должно быть шаговым с весом шага не более 0 3рэф обеспечивается техническими или организационными мерами . Введение отрицательной реактивности по сигналу аварийной защиты желательно осуществлять исполнительными органами СУЗ с наиболее высокой скоростью. 3.3.14. При использовании в СУЗ жидкостного регулирования должны быть предусмотрены подача раствора поглотителя в активную зону не менее чем по двум независимым трактам и систематический контроль за концентрацией поглотителя в реакторе и емкостях содержащих раствор поглотителя. Емкости должны быть оборудованы не менее чем двумя системами контроля уровня с выдачей предупредительного сигнала на щит управления реактором. Во время загрузки и перегрузки активной зоны и при проведении ремонтных работ заполнение реактора первого контура и связанных с ним систем должно производиться однородным раствором поглотителя с концентрацией не ниже заданной. Специальными техническими мерами должно быть исключено непредусмотренное попадание воды без поглотителя в реактор первый контур бассейны перегрузки выдержки и другие системы которые по проекту должны быть заполнены раствором поглотителя. 3.3.15. СУЗ должна быть способна справиться с таким единичным нарушением работы как например незапланированное извлечение в пределах проектных скоростей одновременно работающих органов регулирования или одного самого эффективного органа не допуская увеличения мощности реактора которое могло бы привести к превышению допустимых пределов повреждения твэлов. 3.3.16. Техническая документация СУЗ должна содержать анализ реакций системы на возможные неисправности: короткие замыкания потерю качества изоляции падение и наводки напряжения и т. д. До пуска реактора СУЗ должна пройти проверку на выявление опасных и ложных реакций. 3.3.17. Система автоматического регулирования мощности реактора должна быть оснащена не менее чем двумя независимыми каналами автоматического регулирования с автоматическим резервированием друг друга. 3.3.18. Если каждый автоматический регулятор имеет свои исполнительные органы система автоматического регулирования должна обеспечивать автоматический переход с работающего АР на резервный при достижении исполнитель-ными органами работающего автоматического регулятора заранее установленных положений. .3 19. При включении нескольких однотипных измерительных каналов на вход системы АР должно быть предусмотрено устройство для получения сигнала равного среднеарифметическому значению сигнала от всех каналов чтобы отключение одного из этих каналов не вызывало изменение мощности реактора системой АР. 3.3.20. При работе системы автоматического регулирования должно автоматически исключаться увеличение мощности реактора с периодом менее 30 сек . 3.321. В СУЗ должна быть предусмотрена быстродействующая аварийная защита A3 1 рода * обеспечивающая автоматический останов реактора при возникновении аварийной ситуации. Сигналы и уставки срабатывания аварийной защиты должны быть обоснованы в проекте. 3.3.22. Аварийная защита реактора должна быть спроектирована таким образом чтобы в процессе пуска реактора и на любом уровне мощности начиная с МКУ обеспечивалась защита как минимум по следующим каналам: трем не зависимым между собой каналам по уровню мощности; трем не зависимым между собой каналам по скорости нарастания мощности. В случае применения каналов защиты работающих в ог-раниченных диапазонах рабочие диапазоны каналов должны перекрываться не менее чем в пределах одной декады. 3.3.23. Для уменьшения числа ложных срабатываний допускается срабатывание исполнительных органов A3 при сов-падении сигналов от любых двух каналов данного типа принцип «два из трех» . При неисправности или отключении для проверки или ремонта одного из трех каналов наличие сигнала от любого из двух работающих каналов должно приводить к срабатыванию исполнительных органов A3. 3.3.24. Любое единичное повреждение в системе A3 на должно нарушать ее защитных функций. При этом многочисленные повреждения являющиеся результатом какого-либо единичного события действия или повреждения должны рассматриваться как единичное повреждение. 3.3.25. Аварийная защита должна быть в такой мере от делена от устройства контроля и регулирования чтобы повреждение или вывод из работы любого элемента этих устройств не влияли на способность A3 выполнять защитные функции. 3.3.26. Аварийная защита реактора должна обеспечивать автоматическое быстрое и надежное гашение цепной реакция в следующих случаях: при достижении аварийной установки по мощности; при достижении аварийной установки по скорости нарастания мощности или реактивности ; при исчезновении напряжения на шинах электропитания СУЗ; 1 при неисправности или нерабочем состоянии любых двух из трех каналов защиты по уровню или скорости нарастания мощности; I Далее в тексте под словами «аварийная защита» имеется в виду A3 1 рода. Аварийная защита при которой обеспечивается снижение мощности до заданного уровня с заданной скоростью в «Правилах» не рассматривается но это не исключает возможность ее применения. - при появлении аварийных технологических сигналов требующих останов реактора; при нажатии кнопок аварийной защиты. 3.3.27. Система A3 должна иметь не менее двух независимых групп исполнительных органов. 3.3.28. Количество расположение эффективность и скорость введения исполнительных органов A3 должны быть определены и обоснованы в проекте реактора где должно быть показано что при любых аварийных режимах исполнительные органы A3 безодною наиболее эффективного органа обеспечивают: скорость аварийного снижения мощности реактора достаточную для предотвращения возможного повреждения твэлов сверх допустимых пределов; приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реактивности в течение времени достаточного для введения других более медленных органов СУЗ; предотвращение образования локальных критмасс. 3 3.29. Аварийная защита должна быть спроектирована таким образом чтобы начавшееся защитное действие как правило доводилось до конца. Восстановление исходного рабочего состояния реактора должно осуществляться в результате последовательных действий сменного персонала. Допустимость прекращения действия защитных устройств в некоторых случаях при исчезновении сигнала вызвавшего срабатывание защиты должна быть обоснована в проекте. 3.3.30. При появлении аварийного сигнала исполнительные органы аварийной защиты должны приводиться в действие из любого промежуточного положения. 3.3.31. Проверка прохождения аварийных сигналов в системе A3 от детекторов до приводов исполнительных органов при работе на мощности не должна приводить к остановке реактора. Любые блокировки схем и блоков A3 из-за неисправности наладки и вывода в ремонт допускаются только при наличии нескольких однотипных по механизму срабатывания устройств с обязательной выдачей соответствующих сигналов об отключении канала на пульт управления. 4 ВВОД АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ 4.1. Ввод АЭС в эксплуатацию после окончания строительных и монтажных работ включает проведение пусконаладочных работ в том числе испытания систем обеспечивающих ядерную безопасность; оформление технической и эксплуатационной документации; комплектование и обучение персонала; проведение физического и энергетического пусков комплексное опробование оборудования АЭС ; пуск и работа реактора на мощности. 4.2. Физический пуск АЭС. 4.2.1. К началу физического пуска должны быть подготовлены к эксплуатации с оформлением актов готовности: реактор; СУЗ исполнительные органы детекторы и электронная аппаратура и средства для управления исполнительными органами включая системы логики и аварийной защиты ; штатная пусковая аппаратура; пусковой нейтронный источник если он необходим ; нештатная пусковая аппаратура если она необходима от которой сигналы A3 заведены в аварийную защиту реактора; устройства по транспортировке загрузке и выгрузке свежего и отработанного топлива; бассейны выдержки отработанного топлива; система дозиметрического контроля; система химической и специальной подготовки тепло-носителя включая систему разогрева если она предусмот-репа проектом ; система приточной и вытяжной вентиляции; система жидкостного регулирования если она пре-дусмотрена проектом ; система надежного электроснабжения; система аварийной сигнализации по всем помещениям; контур заземления; телефонная и громкоговорящая связь; санпропускники; система пожаротушения. 4.2.2. В период физического пуска реактора СУЗ должна отвечать требованиям раздела 3.3 настоящих «Правил». При этом допускается блокировка сигналов A3 от технологических систем которые при проведении физического пуска не используются. 4.2.3. Для проведения физического пуска должна быть подготовлена следующая документация: Программа физического пуска. Программа разрабатывается представителями научного руководителя главного конструктора проекта и представителем дирекции АЭС. В программе определяется порядок проведения загрузки реактора штатными ТВС и достижение критического состояния дается описание экспериментов и порядок их проведения. Программа физического пуска должна содержать ожидаемые значения критических загрузок критических положений исполни- тельных органов СУЗ их эффективность оценки влияния на реактивность загружаемых ТВС теплоносителя и т. д. программа пуска согласовывается с Госатомнадзором СССР. Методики проведения экспериментов в процессе физического писка. Методики подготавливаются представителями научного руководителя и главного конструктора проекта и персоналом АЭС. Инструкция по эксплуатации реакторной установки АЭС технологический регламент . В Инструкции должны быть изложены правила эксплуатации реакторной установки в различных режимах пределы и условия безопасной эксплуатации АЭС. Инструкция по эксплуатации реакторной установки подготавливается персоналом АЭС согласовывается с научным руководителем и главным констриктором проекта и утверждается дирекцией АЭС или ведомством которому подчинена АЭС. Инструкция по ликвидации последствий аварии определяющая действия персонала реактора и служб АЭС на случаи аварии в том числе ядерной аварии . Инструкция согласовывается с научным руководителем и главным конструктором проекта. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при проведении физического пуска. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при транспортировке перегрузке и хранении свежего и отработанного топлива. Техническая документация включающая описание оборудования и систем обеспечивающих ядерную безопасность. Оперативная документация оперативные журналы журналы картограмм и т. д. . Акты и протоколы испытания СУЗ и КИП реакторной установки. Приказ о назначении научного руководителя физпуска его заместителей и группы физического пуска. Протоколы сдачи экзаменов сменным персоналом и контролирующими физиками с учетом особенностей работ при физическом пуске . Приказ директора АЭС о допуске к работе сменного персонала сдавшего экзамены на рабочие места. Должностные инструкции сменного персонала реактора и положение о контролирующем физике утвержденные дирекцией АЭС. Акт рабочей комиссии о готовности систем оборудования и подготовленности персонала к физическому пуску. Акт комиссии по ядерной безопасности Госатомнадзора СССР о готовности АЭС к физическому пуску. Разрешение Государственной приемочной комиссии на проведение физического пуска. 4.2.4. Проверка готовности АЭС к физическому пуску производится: рабочей комиссией; комиссией Госатомнадзора СССР. 4 2 5. Рабочая комиссия проверяет: соответствие выполненных работ проекту АЭС; работоспособность оборудования наличие протоколов испытаний оборудования и актов об окончании пусконала-дочных работ; наличие и оформление документации указанной в разделе 4.2.3 кроме последних трех документов расстановку сменного персонала на время физического пуска; наличие протоколов сдачи экзаменов сменным персоналом и контролирующими физиками. Комиссия составляет акт о готовности систем оборудования и подготовленности персонала к физическому пуску. Акт должен быть утвержден в соответствии с установленным порядком. 4.2.6. Комиссия Госатомнадзора СССР проверяет: техническую готовность АЭС к физическому пуску в соответствии с п. 4'.2.1; техническую документацию в соответствии с п. 4.2.3 кроме последних двух документов ; подготовленность персонала к проведению физического пуска. Результаты проверки комиссия оформляет актом в котором отражает также недостатки по обеспечению ядерной безопасности при проведении энергетического пуска. При отсутствии замечаний касающихся физического пуска утвержденный акт является разрешением Госатомнадзора СССР на проведение физического щека. При наличии замечании препятствующих его проведению разрешение на проведение физического пуска Госатомнадзор СССР выдает после устранения отмеченных недостатков и оформления дирекцией АЭС акта об их устранении. 4.27. Государственная приемочная комиссия на основании акта рабочей комиссии о готовности систем и оборудования подготовленности персонала к физическому пуску и разрешения Госатомнадзора СССР принимает решение о проведении физического пуска. I 4.2.8. Физический пуск реактора проводится в соответствии с утвержденной программой физического пуска и разработанным на ее основе планом-графиком. 4.2 9. Руководство физическим пуском осуществляет научный руководитель физического пуска или его заместитель 42.10. Ответственность за соблюдение ядерной безопасности при физическом пуске несут: за соответствие назначаемых режимов работы программе и методикам физического пуска научный руководитель физического пуска в смене контролирующий физик; при осуществлении физического пуска главный инженер АЭС в смене начальник смены и персонал смены в соответствии с должностными инструкциями. 4.211. Руководство проведением экспериментов в смене з соответствии с заданием осуществляет контролирующий физик через начальника смены. При возникновении разногласии между контролирующим физиком и начальником смены окончательное решение принимается научным руководителем физического пуска и главным инженером АЭС. 4.2.12. При возникновении ядерноопасного режима работы эксперименты по физическому пуску прекращаются и реактор приводится в подкритическое состояние. 4.2 13. Все распоряжения научного руководителя физического пуска главного инженера АЭС и операции выполняемые сменным персоналом а также проводимые эксперименты и их результаты фиксируются в журнале распоряжений и оперативном журнале ведение которых начинается с момента начала загрузки активной зоны. 4.2.14. В процессе физического пуска должны быть получены экспериментальные данные о нейтронно-физических параметрах активной зоны эффекты реактивности характеристики органов регулирования компенсации и защиты определена последовательность извлечения органов СУЗ из активной зоны при пуске реактора. Результаты физического пуска оформляются актом и отчетом. Один экземпляр акта и отчета направляются в Госатомнадзор СССР. 4.3. Энергетический пуск АЭС. 431. Энергетический пуск включает поэтапный и постепенный подъем мощности определение и уточнение параметров реактора комплексное опробование систем и оборудования 4ЭС проведение на каждом этапе запланированных экспериментов и анализ полученных результатов 4.32. К начал} энергетического пуска должны быть приняты в эксплуатацию все штатные системы устройства сооружения и установки необходимые для эксплуатации АЭС и подготовлена вся документация перечисленная в п. 5.18 кроме первых двух документов . 4.3.3. Энергетический пуск АЭС проводится в соответствии с программой откорректированной при необходимости по репльтатам физического пуска. 4.34 В программе энергетического пуска определяется порядок его проведения приводятся ожидаемые мощностные температурные и другие эффекты реактивности ожидаемая эффективность органов СУЗ и т. д. Для выполнения программы представителями научного руководителя и главного конструктора проекта и представителем дирекции АЭС составляются методики проведения экспериментов и план-график энергетического пуска. Программа энергетического пуска согласовывается с Госатомнадзором СССР. 4.3. 5. Проверка готовности АЭС к энергетическому пуску производится рабочей комиссией. Рабочая комиссия проверяет согласно пункту 4.3.2 готовность систем и оборудования АЭС к энергетическому пуску выводу реактора на мощность пуску турбогенераторов и включению АЭС в энергосеть а также укомплектованность штатов сменным персоналом его подготовку и допуск к pa-боте. Комиссия составляет акт о готовности АЭС к энергетическому пуску утверждаемый в установленном порядке. 4.3.6. Госатомнадзор СССР выдает разрешение с точки зрения обеспечения ядерной безопасности на проведение энергетического пуска на основании следующих документов: согласованной с Госатомнадзором СССР программы энергетического пуска; акта рабочей комиссии о готовности АЭС к энергетическому пуску; отчета или акта по результатам физического пуска; акта дирекции АЭС об устранении недостатков по замечаниям комиссии Госатомнадзора СССР препятствующих проведению энергетического пуска пункт 4.2.6 . В случае необходимости Госатомнадзор СССР направляет комиссию для проверки готовности АЭС к энергетическому пуску. 4.3.7. Государственная приемочная комиссия на основании акта рабочей комиссии о готовности АЭС к энергетическому пуску и разрешения Госатомнадзора СССР принимает решение о проведении энергетического пуска АЭС. 4.3.8. Руководство энергетическим пуском осуществляет главный инженер АЭС. Персонал станции проводит работы по программе энергетического пуска в которых при необходимости принимает участие специальная пусковая группа. Права и обязанности членов пусковой группы должны быть изложены в положении о пусковой группе. 4.3.9. На время проведения энергетического пуска ответственность за ядерную безопасность работ возлагается на главного инженера АЭС в смене на начальника смены и на сменный персонал в соответствии с должностными инструкциями. 4.3.10. Результаты энергетического пуска оформляются в виде акта и отчета с рекомендациями по эксплуатации реактора. Один экземпляр акта и отчета направляются в Госатомнадзор СССР. 5. ЭКСПЛУАТАЦИЯ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 5.1. Эксплуатация АЭС должна осуществляться в строгом соответствии с Инструкцией по эксплуатации реакторной установки технологическим регламентом и инструкциями по эксплуатации систем и оборудования в которых должны быть отражены требования по обеспечению ядерной безопасности. 5.2. В соответствии с проектно-технической документацией и на основании физического и энергетического пусков АЭС в инструкциях по эксплуатации устанавливаются нормальные режимы работы реакторной установки АЭС пределы и условия безопасной эксплуатации которые согласовываются с научным руководителем и главным конструктором проекта. 5.3. Дирекция АЭС согласовывает с Госатомнадзором СССР влияющие на ядерную безопасность изменения внесенные в проектные схемы и конструкцию оборудования АЭС по результатам энергетического пуска. Эксплуатация АЭС разрешается при наличии оформленного в Госатомнадзоре СССР паспорта на реакторную установку см. Приложение . Примечание: Изменение параметров указанных в паспорте Госатомнадзора СССР требует оформления нового паспорта. Эти изменения должны быть предварительно согласованы с научным руководителем и главным конструктором проекта. 5.4. Пуск реактора и работа на мощности разрешается при выполнении как минимум следующих условий: исполнительные органы A3 находятся во взведенном состоянии; контроль мощности соответствует требованиям пункта 13.9; аварийная защита реактора соответствует требованиям пунктов 3.3.22 и 3.3.26; в систему управления и защиты включены все исполнительные органы СУЗ согласно проекту АЭС; система аварийного электроснабжения находится в рабочем состоянии; система аварийного ввода жидкостного поглотителя находится в рабочем состоянии и создан установленный проектом запас раствора поглотителя для реактора с жидкостным регулированием реактивности ; система сигнализации соответствует требованиям пункта 3.1.8; приведена в рабочее состояние система аварийного расхолаживания. 5.5. Если на начальном этапе пуска реактора чувствительность штатной контрольно-измерительной аппаратуры СУЗ недостаточна для контроля нейтронного потока то скорость ввода положительной реактивности в этом случае должна быть такой чтобы мощность соответствующая МК.У достигалась при периоде удвоения не менее 30 секунд. 5.6. В процессе работы реактора на мощности запрещается: отключение для проверки или замены ремонта более одного канала контроля и одного канала аварийной защиты по }ровню или скорости нарастания мощности ; отключение для замены или ремонта отдельных исполнительных механизмов СУЗ если оставшееся число исполнительных органов СУЗ не обеспечивает выполнение требований пунктов 3.3.4 3.3.5 3.3.6 и 3.3.28. 5.7. В случае возникновения ядерноопасного режима должны быть приняты меры к восстановлению нормальных условий эксплуатации АЭС или приведена в действие система аварийной защиты реактора. 5.8. Начальник смены обязан доложить дирекции АЭС каждом случае возникновения ядерноопасного режима.. Эксплуатация реакторной установки может быть продолжена по письменному распоряжению главного инженера АЭС после выяснения и устранения причин ядерноопасного режима. 5.9. Оператор реактора вправе самостоятельно остановить реактор если он находит что дальнейшая работа грозит безопасности АЭС. 5.10. В любой момент кампании должны быть известны максимальный запас реактивности активной зоны подавляемый исполнительными органами СУЗ эффективность исполнительных органов АР РР КО и A3 эффективность поглотителя системы жидкостного регулирования реактивности. 5.11. Контроль за остановленным реактором с ТВС в активной зоне должен осуществляться постоянно в течение всего времени стоянки в том числе при загрузке и перегрузке топлива в соответствии с требованиями пункта 3.3.9. Обязательному контролю также подлежит концентрация поглотителя в теплоносителе для реакторов с жидкостным регулированием. 5.12. Дирекция АЭС должна составить перечень узлов систем и оборудования обеспечивающих ядерную безопасность АЭС установив периодичность их испытаний и проверок. 5.13. Порядок проведения перегрузки топлива активной зоны определяется программой рабочим графиком и картограммами перегрузки составленными с учетом требований обеспечения ядерной безопасности. 5.14. Перегрузка топлива в остановленном реакторе должна проводиться при взведенных исполнительных органах аварийной защиты. При этом подкритичность должна быть не менее 0 01 в состоянии активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения. 5.15. В реакторах где перегрузка топлива осуществляется с расцеплением исполнительных органов СУЗ перегрузка топлива производится при погруженных в активную зону исполнительных органах. При этом минимальная подкритичность реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0 02. 5.16. В реакторах где перегрузка топлива осуществляется с расцеплением исполнительных органов СУЗ и реактивность компенсируется раствором поглотителя перегрузка топлива производится при погруженных в активную зону органах СУЗ. При этом концентрация поглотителя в теплоносителе должна быть доведена до такого значения при котором с учетом возможных ошибок обеспечивается подкритичность реактора не менее 0 02 без учета погруженных механических исполнительных органов СУЗ . 5.17. При перегрузке топлива должен обеспечиваться контроль за состоянием активной зоны в соответствии с требованиями пункта 5.11. 5.18. В перечень необходимой документации при эксплуатации АЭС должны входить: Акт приемки АЭС в эксплуатацию Государственной приемочной комиссией. Паспорт Госатомнадзора СССР на реакторную установку АЭС. Инструкция по эксплуатации реакторной установки технологический регламент АЭС. Инструкции по эксплуатации систем и оборудования АЭС. Техническая документация АЭС которая должна включать описание и схемы оборудования а также систем обеспечивающих ядерную безопасность. Акты и протоколы испытания системы управления и защиты и других систем связанных с обеспечением ядерной безопасности системы сигнализации аварийного расхолаживания и др. . " Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при транспортировке перегрузке и хранении свежего и отработанного топлива на АЭС. Инструкция по ликвидации последствий аварий. Должностные инструкции сменного персонала АЭС на каждое рабочее место. Протоколы экзаменов и инструктажа сменного персонала. Приказы дирекции АЭС о назначении и допуске к самостоятельной работе сменного персонала. Оперативная документация сменного персонала. Утвержденные дирекцией АЭС перечни действующих инструкций общий по АЭС и по каждому рабочему месту с указанием срока их действия и лица утверждающего инструкцию. 5.19. Ответственность за обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС несут: на АЭС дирекция АЭС; в реакторном цехе начальник реакторного цеха; в смене начальник смены и сменный персонал в соответствии с должностными инструкциями. 6. ТРАНСПОРТИРОВКА И ХРАНЕНИЕ СВЕЖЕГО И ОТРАБОТАННОГО ТОПЛИВА 6.1. Транспортировка и хранение свежего и отработанного топлива должны производиться в соответствии с требованиями изложенными в инструкции по обеспечению ядерной безопасности при транспортировке перегрузке и хранении свежего и отработанного топлива на АЭС. 6.2. Нормы и порядок транспортировки и хранения свежего и отработанного топлива должны быть обоснованы в проекте АЭС и согласованы с Отделом ядерной безопасности Физико-энергетического института г. Обнинск . 6.3. При хранении свежего топлива в чехлах на стеллажах расположение ТВС в них и взаимное расположение чехлов стеллажей должно быть таким чтобы обеспечивалась подкритичность не менее 0 05 при возможных аварийных ситуациях в том числе при заливе хранилища водой . 6.4. При транспортировке и хранении отработанного топлива в бассейнах перегрузки и выдержки должна обеспечиваться подкритичность не менее 0 05 при всех возможных аварийных ситуациях. 6.5. Каждая отдельная транспортно-технологическая операция связанная с перемещением свежих и отработанных ТВС должна регистрироваться в специальном журнале с указанием места нахождения ТВС и принятых мер безопасности. 6.6. При транспортировке и хранении отработанного топлива должна быть исключена возможность нарушения герметичности твэлов и расплавления топлива от остаточного энерговыделения. 7. ЯДЕРНООПАСНЫЕ РЕМОНТНЫЕ РАБОТЫ 7.1. Работы по выводу оборудования влияющего на реактивность активной зоны в ремонт или ввод его в эксплуатацию после ремонта являются ядерноопасными и должны проводиться с соблюдением требований ядерной безопасности и контролем за состоянием реактора. 7.2. Ядерноопасные ремонтные работы проводятся как правило на остановленном подкритическом реакторе по специальному техническому решению утвержденному дирекцией АЭС. Техническое решение должно содержать: перечень ядерноопасных операций; технологию ведения ядерноопасной работы; технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности. Дирекцией АЭС назначается ответственный за проведение ядерноопасных ремонтных работ. 7.3. Подкритичность остановленного реактора при проведении ядерноопасных ремонтных работ должна быть не менее 0 02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения. 7.4. После завершения ремонта оборудования и систем влияющих на реактивность активной зоны и ядерную безопасность АЭС должна проводиться их проверка на соответствие утвержденным характеристикам. 8. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИИ ЯДЕРНЫХ АВАРИЙ 8.1. Действия персонала АЭС в случае возникновения ядерной аварии определяются инструкцией по ликвидации последствий аварий. 8.2. В инструкции должны быть рассмотрены возможные аварийные ситуации и разработаны меры по ликвидации последствий аварий. На случай возможной аварии должны быть указаны обязанности и действия сменного персонала а также координация действий служб и подразделений АЭС и внешних организаций таких как местные органы власти пожарная охрана милиция медицинские учреждения органы гражданской обороны и т. д. В соответствии с инструкцией должны проводиться противоаварийные учения. Дирекция АЭС утверждает периодичность и порядок их проведения. 8.3. С момента возникновения аварии и до начала работы комиссии по выявлению причин аварии категорически запрещается вскрывать контрольно-измерительную аппаратуру и устройства менять уставки аварийной и предупредительной сигнализации и защиты. 8.4. Ядерные аварии расследуются в соответствии с «Инструкцией по расследованию аварий связанных с нарушением ядерной безопасности на предприятиях в организациях и учреждениях подконтрольных Государственной инспекции по ядерной безопасности СССР». 9. ПОДГОТОВКА ПЕРСОНАЛА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 9.1. Эксплуатация реакторной установки АЭС производится персоналом включенным в состав смены сменным персоналом . 9.2. Сменный персонал допускается к самостоятельной работе после стажировки и сдачи экзаменов на знание рабочего места и действующих на рабочем месте инструкций. 9.3. Допуск сменного персонала к самостоятельной работе оформляется приказом дирекции АЭС. 9.4. Программа квалификационных экзаменов состав экзаменационной комиссии и порядок стажировки утверждаются дирекцией АЭС. 9.5. Сменный персонал не реже одного раза в год сдает экзамены на знание рабочего места и каждые шесть месяцев проходит инструктаж по действующим на АЭС положениям и инструкциям в пределах своих должностных обязанностей. 10. ПРОВЕРКА И ИНСПЕКЦИЯ СОСТОЯНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ 10.1. Ведомство в подчинении которого находится АЭС должно обеспечивать проведение необходимых организационно-технических мероприятий направленных на соблюдение требований ядерной безопасности на АЭС и контроль за их выполнением. 10.2. Периодически не реже одного раза в год приказом дирекции АЭС назначается внутренняя комиссия по проверке состояния ядерной безопасности. Акт комиссии утверждается дирекцией АЭС. Один экземпляр акта направляется в Госатомнадзор СССР. 10.3. Периодически не реже одного раза в три года Госатомнадзор СССР направляет на АЭС комиссию по проверке состояния ядерной безопасности привлекая для этого сотрудников своих базовых организаций Отдела ядерной безопасности Физико-энергетического института и Лаборатории ядерной безопасности Института атомной энергии им. И. В. Курчатова и специалистов других организаций По результатам проверки комиссия составляет акт. 10.4. Акт комиссии Госатомнадзора СССР утверждается Главным государственным инспектором по ядерной безопасности СССР. Недостатки отмеченные в акте подлежат устранению в сроки согласованные с Госатомнадзором СССР. Акт об устранении недостатков утверждаемый дирекцией АЭС направляется в Госатомнадзор СССР. Приложение ПАСПОРТ № Госатомнадзора СССР на реакторную установку блока АЭС 1. Местоположение АЭС . ........... 2. Принадлежность к ведомству . . ....... 3 Время ввода реакторной установки в эксплуатацию .... 4 Мощность: . . .......... тепловая Мвт .......... электрическая Мвт ........... 5. Характеристики активной зоны реактора: диаметр м ............ высота м ......... количество ТВС шт. ........... горючее .............. замедлитель . ............ теплоноситель ............. 6 Физические параметры активной зоны: максимальный запас реактивности единицы ?эф ..... суммарная эффективность органов СУЗ в состоянии активной зоны с максимальным запасом реактивности единицы ?эф .... знак и величина мощностного коэффициента реактивности при рабочих параметрах активной зоны единицы ?kэф / kэф отнесенные к проценту мощности ............ подкритичность при взведенных органах A3 при пуске реактора в состоянии активной зоны е максимальным эффективным коэффициентом размножения единицы ?kэф / kэф подкритичность активной зоны в случаях плановой остановки для перегрузки топлива единицы ?kэф / kэф 7 Характеристика СУЗ реактора: исполнительные органы Исполнительные органы СУЗ Кол-во групп Кол-во исполнительных органов в группе Эффективность группы ?эф Скорость увеличения реактивности ?эф/сек Время ввода органов СУЗ в активную зону по сигналу АЗ-1 сек A3           АР           РР           КО           Жидкостное регулирование           Аварийный ввод жидкого поглотителя           дополнительные системы воздействия на реактивность .... количество каналов аварийной защиты по уровню мощности и типы приборов ....... ...... количество каналов аварийной защиты по скорости нарастания мощности и типы приборов ........... количество каналов контроля уровня мощности и типы приборов в том числе с записью на самописец ........ количество каналов контроля скорости нарастания мощности и типы приборов .............. перечень сигналов и уставок АЗ-1 ... ... 8. Дополнительные сведения способ перегрузки топлива и т. д. . .  « » 197 г. Директор АЭС 9. Паспорт выдан на основании документов Главный государственный инспектор по ядерной безопасности СССР « » 197 г. СОДЕРЖАНИЕ 1 Общие положения . ......... 2. Основные понятия определения и терминология .... 3 Texнические требования к конструкции реакторной установки и системам обеспечивающим ядерную безопасность 4 Ввод атомной электростанции в эксплуатацию .... 5 Эксплуатация атомной электростанции . . ... 6. Транспортировка и хранение свежего и отработанного топлива 7. Ядерноопасные ремонтные работы 8 Мероприятия по ликвидации последствий ядерных аварий 9. Подготовка персонала реакторной установки атомной электростанции 10 Проверка и инспекция состояния ядерной безопасности Приложение Паспорт Госатомнадзора СССР на реакторную установку АЭС ..........