BRANDUOLINĖS ENERGIJOS NAUDOJIMO SRITYJE
Patvirtinta
rezoliucija
Federalinė tarnyba
apie aplinką,
technologinė ir branduolinė
priežiūra
2007-12-10 Nr.4
Branduolinės saugos taisyklės
reaktorių gamyklos
atominės elektrinės
NP-082-07
pradėti veiktinuo 2008 m. birželio 1 d
Maskva 2007 m
Federalinė ekologinės, technologinės ir branduolinės priežiūros tarnyba nusprendžia:Patvirtinti ir nuo 2008 m. birželio 1 d. įgyvendinti pridedamas federalines naudojimo srities normas ir taisykles atominė energija„Atominių elektrinių reaktorių įrenginių branduolinės saugos taisyklės“ (NP-082-07).Vadovas K.B. PulikovskisĮregistruotas Rusijos Federacijos teisingumo ministerijoje 2008 m. sausio 21 d.Registracijos numeris 10951| Santrumpų sąrašas Terminai ir apibrėžimai 1. Tikslas ir apimtis 2. Branduolinės saugos reikalavimai reaktoriui ir kitoms saugai svarbioms sistemoms 2.1. Bendrieji reikalavimai 2.2. Reaktoriaus aktyvioji zona ir jos konstrukcijos elementai 2.3. Valdymo ir apsaugos sistemos 2.3.1. Bendrieji reikalavimai 2.3.2. Avarinės apsaugos sistema 2.3.3. Neutronų srauto ir reaktyvumo kontrolė 2.4. Įprasto veikimo valdymo sistemos ir saugos valdymo sistemos 2.5. RP aušinimo skysčio grandinė (pirminė grandinė) 2.6. Avarinės šerdies aušinimo sistemos 2.7. Degalų papildymo įrenginiai ir pagrindinės degalų papildymo procedūros 2.7.1. Perkrauti įrenginius 2.7.2. Perkrovimo procedūra 3. Branduolinės saugos užtikrinimas pradedant eksploatuoti AE bloką 3.1. Fizinė reaktoriaus paleidimas 3.2. Kintamosios srovės bloko energijos paleidimas 4. Branduolinės saugos užtikrinimas eksploatacijos metu 5. Taisyklių laikymasis Priedas Kuro elementų pažeidimo ribos ir AE reaktorių su dažniausiai pasitaikančių tipų reaktorių reaktyvumo koeficientų reikalavimai |
Santrumpų sąrašas
AZ- avarinė apsaugaAC- atominė elektrinėVEIKTI- atominė jėgainėBN- greitųjų neutronų reaktorius su natrio aušinimo skysčiuBPU (BCR)- valdymo bloko taškas (skydas).VVER- Slėginio vandens jėgos reaktoriusKGO -apvalkalo sandarumo kontrolėOOB- saugos analizės ataskaitaPZ- prevencinė apsaugaRBMK- kanalinis didelės galios reaktoriusRPU (RCHU)- rezervinis valdymo taškas (skydas)RU- reaktoriaus jėgainėSVB - saugai svarbi sistemaCPS- valdymo ir apsaugos sistematelevizoriai- kuro rinkinyskuro strypas- kuro elementasUSB- apsaugos kontrolės sistemosUSNE- valdymo sistemos normaliam darbuiEGP-6- galios grafito kilpos reaktoriusTerminai ir apibrėžimai
Šiame dokumente vartojami šie terminai ir apibrėžimai. 1. avarinė apsauga: - saugos funkcija, kurią sudaro greitas reaktoriaus perkėlimas į subkritinę būseną ir jo palaikymas subkritinėje būsenoje;- apsaugos sistemų kompleksas, atliekantis AZ funkciją. 2. aktyvi zona- reaktoriaus dalis, kurioje yra branduolinis kuras, moderatorius, absorberis, aušinimo skystis, reaktyvumo įtakos priemonės ir konstrukciniai elementai, skirta vykdyti kontroliuojamą grandininio branduolio dalijimosi reakciją ir perduoti energiją aušinimo skysčiui. 3. CPS darbo organų grupė- vienas ar daugiau CPS darbo organų, sujungtų valdymu, siekiant vienu metu judėti ir paveikti reaktyvumą. 4. Diagnostika- valdymo funkcija, kurios tikslas – nustatyti diagnozuoto objekto darbingumo (neveiklumo) arba tinkamumo naudoti (gedimo) būklę. 5. Reaktyvumą įtakojančių priemonių paieška- toks reaktyvumo įtakos priemonių judėjimas ar būklės pasikeitimas, dėl kurio įvedamas teigiamas reaktyvumas (įvedus poveikio reaktyvumui priemones, įvedamas neigiamas reaktyvumas). 6. CPS pavara- įtaisas, susidedantis iš pavaros, darbinių dalių ir jungiamųjų elementų ir skirtas reaktoriaus reaktyvumui keisti. 7. Valdymo kanalas- jutiklių, ryšio linijų, signalų apdorojimo ir (ar) parametrų pateikimo priemonių rinkinys, skirtas valdyti valdymą projekte nurodytoje apimtyje. 8. Įrangos komplektas AZ- valdymo ir apsaugos sistemos įranga, kuri atlieka AZ kontrolės ir valdymo funkcijas RI projekto nustatytomis apimtimis. 9. Didžiausia reaktyvumo riba- reaktyvumas, kuris gali būti realizuotas reaktoriuje, kai iš aktyviosios zonos pašalinamos visos reaktyvumą veikiančios priemonės ir ekstrahuojami absorberiai kampanijos metu ir reaktoriaus būsena su maksimalia efektyvaus dauginimo koeficiento verte. 10. Didžiausia kuro strypų konstrukcijos pažeidimo riba- leistinos kuro strypų parametrų ir charakteristikų vertės projektinių avarijų sąlygomis, kurių viršijimas gali sukelti kuro strypų sunaikinimą. 11. Šerdies perkrova (perkrova) - branduolinis pavojingas darbas reaktoriaus objekte kuro rinklių (kuro strypų), reaktyvumo įtakos priemonių ir kitų elementų, turinčių įtakos reaktyvumui, pakrovimui, išėmimui ir perkėlimui, jų remonto, keitimo ir išmontavimo tikslais. 12. Kuro strypo pažeidimas- bent vienos kuro strypams nustatytų projektinių pažeidimų ribos pažeidimas. 13. Prevencinė apsauga- valdymo sistemos atliekama funkcija normaliam AE bloko darbui, užkirsti kelią avarinės apsaugos veikimui ir (ar) saugaus eksploatavimo ribų ir sąlygų pažeidimams. 14. CPS diskas- įtaisas, skirtas CPS mechaninio darbinio korpuso padėčiai keisti ir laikyti jį fiksuotoje padėtyje. 15. Darbinis kėbulas AZ- AZ naudojama reaktyvumo įtakos priemonė. 16. CPS darbo organas- CPS naudojamos reaktyvumo įtakos priemonės. 17.Degalų slėgio mažinimas- kuro elemento pažeidimas dėl kuro elemento apvalkalo vientisumo pažeidimo, pvz., dujų nuotėkis arba tiesioginis branduolinio kuro sąlytis su aušinimo skysčiu. 18. Kuro strypo sunaikinimas- kuro elemento konstrukcijos vientisumo pažeidimas, dėl kurio kuro elementas praranda savo geometriją, kuri užtikrina jo projektinį aušinimą. 19. Reaktoriaus gamykla- AE sistemų ir elementų, skirtų branduolinei energijai paversti šilumine energija, rinkinys, įskaitant reaktorių ir su juo tiesiogiai susijusias sistemas, reikalingas normaliam jo veikimui, avariniam vėsinimui, avarinei apsaugai ir saugios būklės palaikymui, jei reikiama pagalbinė o pagalbines funkcijas atlieka kitos sistemos AS. RI ribos nustatomos kiekvienai projekto AE. 20. AZ signalas- signalas, generuojamas AZ įrangos komplekte, siekiant inicijuoti AZ darbo elementų įjungimą ir ateinantį į registravimo priemones, taip pat į MCR ir RPU, kad įspėtų personalą. 21. PZ signalas- stebėjimo ir valdymo sistemų generuojamas ir registruojamas signalas, skirtas PZ funkcijoms pradėti ir personalui perspėti apie galimus normalios eksploatacijos pažeidimus. 22. Reaktoriaus išjungimo sistema- sistema, skirta reaktoriui perkelti į subkritinę būseną ir palaikyti jį subkritinėje būsenoje, naudojant reaktyvumo įtakos priemones. 23. Valdymo ir apsaugos sistema- techninių, programinės įrangos ir informacinė pagalba skirtas saugiai branduolio dalijimosi grandininės reakcijos eigai užtikrinti.Valdymo ir apsaugos sistema – saugai svarbi sistema, jungianti normalaus veikimo ir saugos funkcijas ir susidedanti iš normalaus veikimo valdymo sistemų elementų, apsauginių, valdymo ir saugos sistemų. 24. Reaktyvumo įtakos priemonės- techninės priemonės, įgyvendinamos kietųjų, skystųjų ar dujinių absorberių (moderatorių, reflektorių) pavidalu, kurių padėties ar būsenos keitimas aktyviojoje zonoje ar reflektoriuje užtikrina reaktoriaus aktyviosios zonos reaktyvumo pasikeitimą. 25. Kuro surinkimas- mašinų gamybos produktas, kurio sudėtyje yra branduolinių medžiagų ir sukurtas šiluminei energijai generuoti branduoliniame reaktoriuje per kontroliuojamą branduolinę reakciją. 26. Kuro elementas (kuro elementas)- atskiras surinkimo blokas, kuriame yra branduolinių medžiagų ir skirtas generuoti šiluminę energiją branduoliniame reaktoriuje, vykdant kontroliuojamą branduolio dalijimosi reakciją ir (arba) kaupiant nuklidus. 27. Didelis reaktoriaus aktyviosios zonos pažeidimas- neprojektinė avarija, kai kuro elementų pažeidimai viršija didžiausią projektinę ribą, kai gali būti viršytas didžiausias leistinas avarinis radioaktyviųjų medžiagų išmetimas į aplinką. 28. CPS darbinės kūno padėties indikatorius- prietaisas CPS darbo korpuso padėčiai reaktoriaus aktyvioje zonoje nustatyti. 29. Korpuso ekvivalentinė oksidacijos būsena- nurodomas pradinis apvalkalo storis, bendras lygiaverčio sluoksnio storis, kuris reaguotų su vandens garais, darant prielaidą, kad visas lokaliai absorbuojamas deguonis atiteko stechiometrinio cirkonio oksido ZrO 2 susidarymui. Korpuso slėgio mažinimo atveju atsižvelgiama į išorinio ir vidinio korpuso paviršiaus oksidaciją.1. Tikslas ir apimtis
1.1. Šios Atominių elektrinių reaktorių įrengimo branduolinės saugos taisyklės taikomos visoms projektuojamoms, pastatytoms, pastatytoms ir eksploatuojamoms AE.1.2. Šios Taisyklės nustato RI sistemų ir elementų projektavimo, charakteristikų ir eksploatavimo sąlygų reikalavimus, taip pat organizacinius reikalavimus, kuriais siekiama užtikrinti branduolinę saugą projektuojant, statant, statant ir eksploatuojant RI ir AE.1.3. Šios Taisyklės parengtos remiantis AE saugos užtikrinimo bendrųjų nuostatų reikalavimais, taip pat AE projektavimo, statybos, statybos ir eksploatavimo patirtimi bei patikslinus AE saugos užtikrinimo bendrųjų nuostatų reikalavimus 2007 m. RI ir AE branduolinės saugos užtikrinimas, išskyrus branduolinio kuro saugojimo ir transportavimo reikalavimus.1.4. Reaktorių ir atominių elektrinių branduolinę saugą lemia projektų techninis meistriškumas, reikalinga saugai svarbių elementų ir sistemų gamybos, montavimo, derinimo ir bandymų kokybė, jų patikimumas eksploatacijos metu, įrenginių techninės būklės diagnostika. , įrenginių techninės priežiūros ir remonto kokybę ir savalaikiškumą, valdymo ir valdymo technologinius procesus eksploatacijos metu, darbo organizavimą, personalo kvalifikaciją ir drausmę.1.5. RI ir AE branduolinę saugą užtikrina giluminės gynybos koncepcijoje numatyta techninių ir organizacinių priemonių sistema, įskaitant:- vidinės savisaugos savybių panaudojimas ir tobulinimas;- apsaugos sistemų, sukurtų remiantis nepriklausomumo, įvairovės ir dubliavimo principais, naudojimas; vienkartinis gedimas;- patikimų, praktikoje patikrintų techninių sprendimų ir pagrįstų metodų, skaičiavimo analizių ir eksperimentinių tyrimų naudojimas;- RI ir AE saugos norminių dokumentų reikalavimų įvykdymas, RI ir AE projektų reikalavimų laikymasis;- technologinių procesų stabilumas;- kokybės užtikrinimo sistemų diegimas visuose AE kūrimo ir eksploatavimo etapuose;- saugos kultūros formavimas ir įgyvendinimas visuose AE kūrimo ir eksploatavimo etapuose.2. Branduolinės saugos reikalavimai reaktoriui ir kitoms saugai svarbioms sistemoms
2.1. Bendrieji reikalavimai
2.1.1. AE bloko projektavimas, statyba ir eksploatavimas, taip pat RP ir AE elementų projektavimas ir gamyba turi būti vykdomi laikantis galiojančių AE saugos norminių dokumentų reikalavimų.2.1.2. Prieš statant AE turėtų būti parengtas RI projektas ir AE projektas. RI ir AE projektuose turi būti apibrėžtos saugai svarbios sistemos, jų pagrindinės charakteristikos, patikimumas, tarnavimo laikas, taip pat jų veikimo tvarka, eksploatavimo sąlygos, šių sistemų stebėjimo ir diagnostikos priemonės.2.1.3. Saugiai svarbių RI ir jos sistemų sudėties, konstrukcijos ir (ar) charakteristikų, taip pat AE eksploatavimo sąlygų pakeitimai negali būti atlikti, neatlikus atitinkamų RI ir AE projektų pakeitimų.2.1.4. Kuriant RI projektą ir (ar) modernizuojant reaktoriaus aktyvią zoną, naudojant naujas kuro rinklių konstrukcijas, naujas branduolinio kuro sudėtis, tobulinant CPS ir kitas saugai svarbias sistemas, turi būti atlikti būtini stendiniai ir reaktoriaus tyrimai. atlikta. RI projektas turi parodyti, kad atliktų tyrimų pakanka įrodyti, kad laikomasi saugos kriterijų.2.1.5. Visiems etapams gyvenimo ciklas GĮ ir AE turėtų parengti kokybės užtikrinimo programas.2.1.6. Siekiant išlaikyti ir patvirtinti saugai svarbias RP ir AE sistemos (elementų) projektines charakteristikas, turi būti stebimos ir išbandomos gamybos, montavimo ir paleidimo metu, taip pat periodiškai tikrinamos eksploatacijos metu.RI ir AE projektuose turi būti numatyti saugai svarbių sistemų įtaisai, metodai ir tikrinimo dažnumas, kad jie atitiktų projektines charakteristikas, įskaitant išsamų bandymą (signalo perdavimo seka ir laikas, įskaitant EP veikimą, perjungimą į avarinius maitinimo šaltinius, užtikrinimą). saugos funkcijos ir pan.).RI ir AE projektuose turi būti apibrėžti sistemų ir elementų, kurių veikimas ir charakteristikos tikrinamos veikiančiame ar sustabdomame reaktoriuje, sąrašai, nurodant saugai svarbių RI ir RI bei AE sistemų būklę.Saugai svarbių RP ir AE sistemų bei jų elementų tikrinimo prietaisai ir metodai neturėtų turėti įtakos AE saugai.2.1.7. Pagrindinis RI branduolinės saugos analizės dokumentas yra AE saugos analizės ataskaita (atitinkami AE SAR skyriai). AE, kurių SAR nebuvo sukurta, toks dokumentas yra dabartinis techninės saugos vertinimas (TSA) arba išsami saugos vertinimo ataskaita (DSAR). AE SAR plėtrą vykdo eksploatuojanti organizacija, laikydamasi AE SAR atitikimo RI ir AE projektams.2.1.8. RI ir AE projektai turi sudaryti ir AE SAR pateikti projektinių avarijų inicijavimo įvykių sąrašą ir neprojektinių avarijų sąrašą, projektinių ir neprojektinių avarijų klasifikaciją pagal įvykių dažnumą ir pasekmių sunkumą, taip pat projektinių ir neprojektinių avarijų bei jų pasekmių analizė. Tarp neprojektinių nelaimingų atsitikimų būtina atsižvelgti į nelaimingus atsitikimus, kai šerdis buvo smarkiai pažeista.2.1.9. Projektuojant reaktoriaus kompleksą reikia siekti, kad bendras didelių aktyvios zonos pažeidimų dažnio dydis, įvertintas remiantis tikimybine saugos analize, neviršytų 10 -5 vienam reaktoriui per metus.2.1.10. RI ir AE projektuose turi būti atlikta saugai svarbių sistemų (elementų) galimų gedimų analizė, identifikuojant RI ir AE pavojingus gedimus ir įvertinus jų pasekmes, remiantis tikimybine ir deterministine saugos analize.2.1.11. RI ir AE projektuose turi būti nurodytos ir pagrįstos eksploatavimo ribos ir sąlygos, saugaus eksploatavimo ribos ir sąlygos, taip pat projektinės ribos, nustatytos projektinėms avarijoms.2.1.12. RI ir AE projektuose kiekvienai projektinei avarijai ar avarijų grupei turi būti priskirtos projektinių avarijų ribos, kurių negalima viršyti atsižvelgiant į saugos sistemų veikimą.2.1.13. RI ir AE projektuose turi būti parodyta, kad projektinių avarijų, turinčių sunkiausias pasekmes, atveju neviršijama maksimali projektinė kuro elementų pažeidimo riba.Kitų projektinių avarijų atveju kuro elementų pažeidimo projektinės ribos turi būti nustatytos pagal RI projektą ir turi būti mažesnės už didžiausią projektinę kuro elementų pažeidimo ribą.Kuro strypų pažeidimų ribos atominėms elektrinėms, kuriose yra dažniausiai įrengti reaktorių įrenginiai, pateikiami priede.AE, projektuojamose su kitų tipų RI, tokios ribos turi būti pagrįstos RI ir AE projektuose.2.1.14. Į RI ir AE projektus turi būti įtrauktas branduolinei pavojingai veiklai pavojingų veiklų sąrašas.2.1.15. RI ir AE projektuose turi būti saugos pagrindime naudojamų metodų ir programų, naudojamų saugai svarbiose sistemose, sąrašai. Naudojamos programos ir metodai turi būti patikrinti ir sertifikuoti nustatyta tvarka.2.2. Reaktoriaus aktyvioji zona ir jos konstrukcijos elementai
2.2.1. Reaktoriaus aktyvioji zona turi būti suprojektuota taip, kad bet kokie reaktyvumo pokyčiai normalios eksploatacijos ir nenormalių eksploatacijų metu, įskaitant projektines avarijas, nepažeistų atitinkamų kuro žalos ribų.Reikalavimai AE reaktorių su dažniausiai pasitaikančiomis reaktorių rūšimis reaktyvumo koeficientams pateikti priede.2.2.2. RI projekte turi būti parodyta, kad projektinių avarijų, susijusių su greitas padidėjimas reaktyvumas, skaičiuojant per kuro granulių skerspjūvį (vidutinė radialinė) degalų entalpijos vertė, neturėtų viršyti ribinės vertės, nustatytos projekte remiantis eksperimentiniais duomenimis, o kuro strypų ir kuro rinklių sunaikinimas neleidžiamas. Neprojektinių avarijų atveju turėtų būti nurodytos sąlygos, kurioms esant galima sunaikinti dalį kuro elementų ir kuro rinklių.2.2.3. RI projekte turi būti nustatyta atitiktis tarp kuro elementų pažeidimo ribų ir pirminio aušinimo skysčio aktyvumo etaloninių radionuklidų atžvilgiu, atsižvelgiant į aušinimo skysčio valymo sistemų efektyvumą.2.2.4. Siekiant pagrįsti reikalavimų neviršyti saugaus eksploatavimo ribų esant kuro elementų pažeidimams normalios eksploatacijos pažeidimų atveju RI projekte, turi būti atlikta aktyviosios zonos šiluminio inžinerinio patikimumo analizė, pagrįsta RI projekte numatytų rezervų pakankamumą.2.2.5. Kuro apvalkalų oksidacija RI veikimo metu neturėtų sukelti pernelyg didelio jų trapumo. RI projektas turi pagrįsti (remiantis eksperimentiniais duomenimis) ir pateikti lygiavertį kuro apvalkalo oksidacijos laipsnį normalios eksploatacijos metu ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas.2.2.6. Natriu aušinamiems greitųjų neutronų reaktoriams turi būti įrodyta, kad įprastos eksploatacijos metu ir eksploatacinių įvykių metu, įskaitant projektines avarijas, natrio aušinimo skystyje tuštumų nesusidarys.2.2.7. Akmens ir jo elementų, įskaitant kuro rinkles ir kuro elementus, konstrukcija ir konstrukcija turi būti tokia, kad normalios eksploatacijos metu ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas, nebūtų viršytos atitinkamos kuro žalos ribos, atsižvelgiant į :- RI projektavimo darbo režimai, jų skaičius ir projektavimo eiga;- jėgos (mechaninis), šiluminis ir spinduliuotės poveikis pagrindiniams komponentams;- fizikinė ir cheminė sąveika tarp pagrindinių medžiagų ir aušinimo skysčio;- apriboti konstrukcijos, technologinių charakteristikų ir proceso parametrų ribinius nuokrypius;- smūgio ir vibracijos poveikis, šiluminė ciklinė apkrova, spinduliuotės ir temperatūros šliaužimas, taip pat medžiagų senėjimas;- skilimo produktų ir aušinimo skysčio priemaišų įtaka kuro strypų stiprumui ir atsparumui korozijai;- kiti veiksniai, bloginantys pagrindinių medžiagų mechanines charakteristikas ir kuro apvalkalo vientisumą.2.2.8. RI ir AE projekte galimybė iškrauti pažeistus pagrindinius komponentus po projektinės avarijos turi būti pagrįsta ir užtikrinama projektavimo techninėmis priemonėmis.2.2.9. Šerdies ir CPS pavaros turi būti suprojektuotos taip, kad būtų išvengta užstrigimo, darbinių dalių išstūmimo arba savaiminio jų atsijungimo nuo CPS pavarų.2.2.10. RI projekte turi būti parodyta, kad nenumatytai pajudėjus efektyviausiam vienam ar CPS darbinių elementų grupei, kuro strypai nepažeidžiami, pažeidžiant saugaus veikimo ribas, atsižvelgiant į AZ veikimą be jo. efektyviausias AZ darbo korpusas.2.2.11. Esant normaliai eksploatacijai ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas, galimi nenumatyti pagrindinių elementų judėjimai ir (ar) deformacijos, dėl kurių padidėja reaktyvumas ir pablogėja šilumos pašalinimas, dėl ko gali būti pažeisti kuro elementai. viršija atitinkamas projektines ribas, turėtų būti neįtrauktos.2.2.12. RI ir AE projektai turi parodyti ir pagrįsti, kad esant AE bloko aikštelei būdingiems seisminiams poveikiams, užtikrinamas netrukdomas veikiančių valdymo elementų ir AZ patekimas į aktyviąją zoną bei patikimas šilumos pašalinimas iš aktyviosios zonos.2.2.13. Šerdies ir reaktyvumo valdymo priemonių charakteristikos turėtų būti tokios, kad į šerdį ir (ar) atšvaitą įvedant reaktyvumo valdymo įrankius bet kokiai jų vietai normalios eksploatacijos metu ir normalios eksploatacijos sutrikimų metu, įskaitant projektines avarijas, būtų užtikrintas neigiamo reaktyvumo įvedimas bet kurioje jų judėjimo srityje.2.2.14. Kuro rinklių konstrukcija turi būti tokia, kad kuro strypų ir kitų kuro rinklių elementų formos pokyčiai, galimi normaliai eksploatuojant ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas, neužblokuotų srauto. kuro rinklių dalis, dėl kurios gali būti pažeisti kuro strypai, viršijantys atitinkamas ribas, ir netrukdyti normaliam CPS darbinių elementų veikimui.2.2.15. Kuro rinklių konstrukcija turi turėti skiriamuosius ženklus, apibūdinančius nuklidinę sudėtį ir branduolinio kuro sodrinimą kuro elementuose, kurie išskiriami vizualiai ir (ar) naudojant degalų papildymo įrenginius.2.2.16. Įvairaus prisodrinimo kuro elementai, kuriuose yra degių nuodų, su mišriu kuru ir pan., specialūs degūs nuodai kuro rinklių sudėtyje turi turėti skiriamuosius ženklus, kurie skiriasi vizualiai ir (arba) naudojant pramoninius valdymo įrankius montuojant kuro rinkles. .2.2.17. RI ir AE projektuose turi būti numatytos techninės priemonės ir metodai kuro apvalkalų sandarumui stebėti uždarant ir (ar) veikiantį reaktorių, kurie turėtų užtikrinti patikimą ir savalaikį nesandarių kuro rinklių (kuro strypų) aptikimą, ir nesandarių atmetimo kriterijus. kuro strypai (FA). RI ir AE projekte turi būti nurodyti ir pagrįsti metodai, naudojami kuro apvalkalų sandarumui kontroliuoti sustabdžius ir (ar) veikiantį reaktorių.2.3. Valdymo ir apsaugos sistemos
2.3.1. Bendrieji reikalavimai
2.3.1.1. RI turėtų apimti valdymo ir apsaugos sistemas, skirtas:- reguliuoti reaktoriaus aktyviosios zonos ir reaktoriaus elektrinės galios reaktyvumą;- valdyti neutronų srauto (galios) tankį, jo kitimo greitį, technologinius parametrus, reikalingus reaktoriaus aktyviosios zonos ir reaktoriaus elektrinės galios apsaugai ir reaktyvumo kontrolei;- perkelti reaktorių į subkritinę būseną ir palaikyti jį subkritinėje būsenoje.2.3.1.2. CPS sudėtis, struktūra, charakteristikos ir veikimas turi būti pagrįsti RI projekte. RI projekte turėtų būti kiekybinė analizė patikimumo, kuris turėtų parodyti, kad CPS patikimumo rodikliai atitinka tokius rodiklius reglamentuojančių norminių dokumentų reikalavimus.2.3.1.3. Skirstomųjų įrenginių konstrukcijoje turėtų būti pateikta CPS reakcijų į išorinius ir vidinius poveikius (gaisrai, žemės drebėjimai, potvyniai, elektromagnetiniai griebtuvai ir kt.), galimų gedimų ir gedimų (trumpieji jungimai, izoliacijos kokybės praradimas, įtampos kritimai) analizė. ir viršįtampius, klaidingus pavojaus signalus, nuostolių kontrolę ir kt.), įrodančius pavojingų reaktoriaus reakcijų nebuvimą.Jei eksploatacijos metu aptinkamos reaktoriaus elektrinei pavojingos CPS reakcijos, reaktoriaus elektrinė turi būti išjungta ir imtis priemonių joms pašalinti. Eksploatuojanti organizacija nustatyta tvarka turi užtikrinti, kad būtų atlikti atitinkami RI projekto pakeitimai.2.3.1.4. RI projekte turi būti numatytos bent dvi reaktoriaus išjungimo sistemos, kurių kiekviena, nepriklausomai viena nuo kitos, gali perkelti reaktorių į subkritinę būseną ir palaikyti jį subkritinėje būsenoje, atsižvelgiant į vieno gedimo principą arba personalą. klaida. Šios sistemos turi būti sukurtos atsižvelgiant į įvairovę, nepriklausomumą ir pertekliškumą.2.3.1.5. Bent viena iš reaktoriaus išjungimo sistemų (neatliekanti AZ funkcijos) normalios eksploatacijos metu ir normalios eksploatacijos pažeidimų, įskaitant projektines avarijas, metu turi turėti:- efektyvumas, pakankamas reaktoriui perkelti į subkritinę būseną ir išlaikyti subkritinę būseną, atsižvelgiant į galimą reaktyvumo išsiskyrimą;- greitis, pakankamas reaktoriui perkelti į subkritinę būseną, nepažeidžiant projektinių kuro elementų pažeidimo ribų, nustatytų projektinėms avarijoms (atsižvelgiant į avarinio aktyviosios zonos aušinimo sistemų veikimą).2.3.1.6. RI projekte turi būti apibrėžtas ir pagrįstas CPS darbo kūnų (įskaitant AZ darbinius korpusus) skaičius, efektyvumas, vieta, grupių sudėtis, darbo vietos, judėjimo seka ir greitis, taip pat pavarų skaičius.2.3.1.7. RI projekte turi būti apibrėžti ir pagrįsti CPS darbinių dalių, jų pavarų, taip pat kitų reaktyvumo įtakos priemonių tikrinimo, keitimo ir išdavimo remontuoti metodai ir sąlygos.2.3.1.8. CPS pavaros turi turėti savo darbinių kūnų tarpinių padėčių indikatorius, galinės padėties indikatorius ir eigos jungiklius, veikiančius (jei įmanoma) tiesiai iš darbinio korpuso. Kitos operatyvinės įtakos reaktyvumui priemonės turėtų turėti būsenų ir (ar) galutinių pozicijų rodiklius.2.3.1.9. Jei RI projekte numatyta naudoti papildomą (be standartinės) CPS sistemos pirmojo fizinio reaktoriaus paleidimo metu, ši sistema turi atitikti 2.3 punkto reikalavimus dalyje, susijusioje su CPS sistema.2.3.2. Avarinės apsaugos sistema
2.3.2.1. Bent vienas iš numatytas sistemas reaktoriaus išjungimas turėtų atlikti AZ funkciją.2.3.2.2. RI projektas turi parodyti, kad reaktorių išjungimo sistemos, atliekančios AZ funkciją, be vieno iš efektyviausių darbo elementų, turi:- greitis, pakankamas, kad reaktorius būtų perkeltas į subkritinę būseną, nepažeidžiant saugaus veikimo ribų, esant normaliam darbui;- efektyvumas, pakankamas reaktoriui perkelti į subkritinę būseną ir palaikyti subkritinę reaktoriaus būseną normalios eksploatacijos pažeidimų, įskaitant projektines avarijas, atveju.Jei AZ efektyvumo nepakanka palaikyti reaktorių subkritinėje būsenoje ilgą laiką, RI projekte turi būti numatytas automatinis kitos (kitos) reaktoriaus išjungimo sistemos (-ių), kurios (kurių) efektyvumas yra pakankamas išlaikyti subkritinę reaktoriaus būseną, atsižvelgiant į galimą teigiamo reaktyvumo išsiskyrimą.2.3.2.3. Avarinė apsauga turi turėti bent dvi nepriklausomas darbo organų grupes.2.3.2.4. Avarinė apsauga turi būti suprojektuota taip, kad pradėtas apsauginis veiksmas būtų baigtas atsižvelgiant į 2.3.2.2 punkto reikalavimus ir būtų užtikrinta AZ funkcijos vykdymo kontrolė.2.3.2.5. RI projekte turi būti nurodyta avarinės apsaugos veikimą sukėlusių priežasčių nustatymo ir pašalinimo tvarka, taip pat operatyvinio personalo veiksmų seka normaliam RI darbui atstatyti po AZ suveikimo.2.3.2.6. Gavus AZ signalą, AZ darbiniai korpusai turi būti įjungiami iš bet kokių darbinių ar tarpinių padėčių.2.3.2.7. Jei AZ darbo organai nėra išvardyti darbo padėtis Reaktyvumo įtakos priemonės, numatytos RI projekte, neturėtų neįtraukti teigiamo reaktyvumo. AZ darbo organų darbo padėtis ir jų ištraukimo tvarka turėtų būti nustatyta RI projekte.2.3.2.8. Derinant normalios eksploatacijos ir avarinės apsaugos funkcijų reaktyvumo įtakos priemones, RI projekte parengiama ir pagrindžiama jų veikimo tvarka. Turėtų būti užtikrintas AZ veikimo prioritetas.2.3.2.9. AP struktūra turėtų būti parinkta iš nustatytų kriterijų (vienkartinis gedimas, gedimas dėl bendros priežasties) ir patikimumo rodiklių atitikties sąlygos.2.3.2.10. AZ įrangą turi sudaryti bent du nepriklausomi komplektai.2.3.2.11. Kiekvienas AZ įrangos komplektas turi būti suprojektuotas taip, kad apsauga būtų užtikrinta neutronų srauto tankio diapazone nuo 10–7% iki 120% vardinės vertės:- pagal neutronų srauto tankį - mažiausiai trimis nepriklausomais kanalais;- pagal neutronų srauto tankio didėjimo greitį - mažiausiai trimis nepriklausomais kanalais.2.3.2.12. Jei neutronų srauto tankio matavimo diapazoną reikia padalyti į kelis pogrupius, turi būti numatytas matavimo poskyrių sutapimas bent vienos dešimtosios dalies skaičiumi neutronų srauto tankio vienetais ir automatinis pogrupių perjungimas.Prie kiekvieno kanalo turėtų būti galima prijungti įrašymo įrenginį, kad būtų galima stebėti neutronų srauto tankį.2.3.2.13. Kiekvienas AZ įrangos komplektas turi būti suprojektuotas taip, kad visam proceso parametrų pokyčiui, nustatytam RI projekte, avarinė apsauga būtų teikiama mažiausiai trimis nepriklausomais kanalais kiekvienam proceso parametrui, kuriam reikalinga apsauga.2.3.2.14. Avarinis signalas iš kiekvieno AZ įrangos rinkinio turi būti įgyvendintas remiantis daugumos logika, kuri parenkama remiantis patikimumo analize, pateikta RI projekte. Minimali balsų dauguma yra 2 iš 3.Kiekvieno rinkinio valdymo komandos AZ pavaroms turi būti perduodamos mažiausiai dviem kanalais.2.3.2.15. RI projekte turi būti pagrįstas leistinumas kiekviename AP įrangos komplekte sujungti neutronų srauto tankio stebėjimo kanalų matavimo dalis su neutronų srauto didėjimo greičio stebėjimo kanalų matavimo dalimis.2.3.2.16. Avarinė apsauga nuo NOCS turėtų būti atskirta tiek, kad kurio nors NOCS elemento eksploatavimo nutraukimas arba gedimas neturėtų įtakos avarinės apsaugos gebėjimui atlikti savo funkcijas.2.3.2.17. Ekrano elementų valdymo kanalo, informacijos įrašymo ir diagnostikos gedimas neturėtų turėti įtakos šio kanalo galimybei atlikti avarinės apsaugos funkcijas.2.3.2.18. Kiekviename iš kanalų ir viso avarinės apsaugos įrangos rinkinio turėtų būti įmanoma patikrinti avarinių apsaugos signalų formavimąsi ir perdavimo laiką, neįjungus AZ darbo elementų.2.3.2.19. Avarinės apsaugos sistemoje turėtų būti numatytas automatinis avarinės apsaugos įrangos rinkinių ir kanalų eksploatavimo valdymas ir diagnostika, perduodant informaciją į valdymo kambarį apie kanalų gedimus, taip pat AZ signalų formavimą apie kanalų arba kanalų gedimus. rinkiniai.2.3.2.20. RI projekte turėtų būti pateikti ir pagrįsti AZ įrangos metrologinio sertifikavimo ir patikros metodai.2.3.2.21. RI projekte turi būti pagrįstas vieno bloko arba vieno AZ rinkinio kanalo eksploatavimo nutraukimo leistinumas ir sąlygos (trukmė, reaktoriaus jėgainės galia, kitų rinkinių būklė ir kt.).2.3.2.22. Išjungus vieną kanalą viename iš AZ įrangos rinkinių, šio rinkinio neišjungus, šiam kanalui turi būti automatiškai sugeneruotas pavojaus signalas.2.3.2.23. Parametrų, pagal kuriuos būtina atlikti avarinės apsaugos funkcijas, sąrašas, AZ veikimo nustatymai ir sąlygos, taip pat signalų perdavimo laikas prieš pradedant veikti AZ turi būti pagrįstas RI projekte. AZ veikimo nustatymai ir sąlygos turi būti parinkti taip, kad būtų išvengta saugaus veikimo ribų.2.3.2.24. Į RI projektą turi būti įtrauktas ir pagrindžiamas inicijuojančių įvykių, dėl kurių reikia įjungti AZ, sąrašas.2.3.2.25. AZ turėtų veikti bent šiais atvejais:- pasiekus AZ kontrolinę vertę pagal neutronų srauto tankį;- pasiekus AZ kontrolinę vertę pagal neutronų srauto tankio didėjimo greitį;- dingus įtampai bet kuriame iš eksploatacijos nenutraukto AZ įrangos komplekto ir CPS maitinimo magistralėse;- jei sugenda bet kurie du iš trijų apsaugos kanalų pagal neutronų srauto tankį arba pagal neutronų srauto didėjimo greitį bet kuriame AZ įrangos rinkinyje, kurio eksploatavimas nebuvo nutrauktas;- kai pasiekiami AZ nustatymai technologiniais parametrais, pagal kuriuos būtina atlikti apsaugą;- kai pradedamas valdyti AZ iš rakto su BPU (RPU).2.3.2.26. Prevencinės apsaugos (apsaugų) naudojimo leistinumas esant normalaus veikimo pažeidimams, kuriems nereikia įjungti AZ, ir jos (jų) taikymo sąlygos turi būti pagrįstos RI projekte.2.3.2.27. Avarinė apsauga turėtų būti suprojektuota taip, kad techninėmis priemonėmis būtų išvengta galimybės paveikti įvesties ir išvesties elementus veikiant AZ kanalams ir keičiant nustatymus nepranešus personalui ir neįjungus AZ darbo organų, kurie yra nenumatyta RI projekte ir saugios AE bloko eksploatacijos technologiniuose reglamentuose.2.3.2.28. Reaktoriaus avarinės apsaugos funkcijos veikimas neturėtų priklausyti nuo maitinimo šaltinių prieinamumo ir būklės.2.3.3. Neutronų srauto ir reaktyvumo kontrolė
2 .3.3.1. Norint valdyti neutronų srautą, reaktoriuje turi būti įrengti valdymo kanalai, kad visame neutronų srauto tankio pokyčių diapazone aktyvioje nuo 10 -7% iki 120% vardinės vertės kontrolė būtų vykdoma bent:- trys vienas nuo kito nepriklausomi kanalai, skirti neutronų srauto tankiui matuoti su indikaciniais prietaisais;- trys vienas nuo kito nepriklausomi kanalai, skirti neutronų srauto tankio kitimo greičiui matuoti.2.3.3.2. RI projekte turi būti pagrįstas leistinumas jungti neutronų srauto tankio stebėjimo kanalų matavimo dalis su neutronų srauto tankio kitimo greičio stebėjimo kanalų matavimo dalimis. 2.3.3.3. Bent dviejuose iš trijų neutronų srauto tankio stebėjimo kanalų turi būti įrengti įrašymo įrenginiai, kuriuos būtų galima prijungti prie bet kurio neutronų srauto tankio stebėjimo kanalo. Registravimo prietaisai turi turėti galimybę išmatuoti ir įrašyti rodmenis visame projektiniame neutronų srauto tankio pokyčių diapazone.2.3.3.4. Neutronų srauto tankio valdymo kanalai turi būti sukalibruoti visame projektiniame reaktoriaus šiluminės galios diapazone. RI projekte turi būti pagrįsta ir apibrėžta tokio kalibravimo metodika ir tvarka bei jo dažnumas eksploatuojant AE bloką.2.3.3.5. Jei neutronų srauto tankio matavimo diapazonas dalijamas į keletą pogrupių, neutronų srauto tankio matavimo vienetais ir automatinio pogrupio perjungimo intervalų sutapimas turi būti pateiktas bent vienos dešimtosios tikslumu. - diapazonai. 2.3.3.6. Jei neutronų srauto tankio stebėjimo kanalai, nurodyti 2.3.3.1. neužtikrinti neutronų srauto valdymo aktyviosios zonos apkrovos (perkrovos) metu, tuomet reaktoriuje turi būti įrengta papildoma valdymo sistema. Papildoma stebėjimo sistema gali būti išimama, montuojama reaktoriaus aktyviosios zonos pakrovimo ir degalų papildymo laikotarpiui ir turi turėti ne mažiau kaip tris nepriklausomus kanalus neutronų srauto tankiui stebėti su indikaciniais ir registravimo įrenginiais.2.3.3.7. Norint kontroliuoti RI konstrukcijos reaktyvumo pokyčius, turėtų būti numatytas reaktyvumo matuoklis su jutikliais, veikiančiais rodymo įtaisais, registravimo įtaisais su automatiniu neutronų srauto tankio ir reaktyvumo intervalų perjungimu.2.3.3.8. Reaktyvumo nustatymo metodika ir paklaidos (daviklių skaičius ir išdėstymas, skaičiavimo algoritmai ir konstantos, paklaidos ir matavimo diapazonai) turi būti pagrįsti RI projekte.2.3.3.9. Reaktyvumo valdymo kanaluose turėtų būti automatinio veikimo tikrinimo ir įspėjimo apie gedimą priemonės.2.3.3.10. RI projekte turi būti pagrįsti ir numatyti metrologinio sertifikavimo bei reaktyvumo valdymo kanalų patikros metodai.2.3.3.11. RI projekte turi būti pagrįstos ir nustatytos RI automatinės galios valdymo sistemos charakteristikos, užtikrinančios RI veikimą nepažeidžiant eksploatacinių ribų. Projektuojant reaktorių turi būti pagrįsta reaktoriaus elektrinės be automatinės galios valdymo sistemos galimybė ir leistinas veikimo laikas, ypač jai sugedus, taip pat leistina reaktoriaus jėgainės galia dirbant šiuo režimu. augalas.2.3.3.12. Kai prie automatinės galios valdymo sistemos įvado yra prijungti keli matavimo kanalai, turi būti įrengtas įrenginys signalui iš veikiančių matavimo kanalų priimti, kad vieno iš šių kanalų atjungimas ar gedimas nepakeistų reaktoriaus galios. dėl automatinės valdymo sistemos įtakos.2.3.3.13. Reaktorių jėgainėse, kurių branduolinis kuras pildomas išjungtame reaktoriuje, techninėmis priemonėmis neturėtų būti įmanoma vienu metu įvesti teigiamą reaktyvumą dviem ar daugiau reaktyvumą įtakojančių priemonių, taip pat įvesti teigiamą reaktyvumą darant įtaką reaktyvumui pakrovimo (iškrovimo) metu. branduolinis kuras.2.3.3.14. Reaktyvumo padidėjimo greitis įtakojant reaktyvumą neturi viršyti 0,07 beta eff/s. CPS darbiniams elementams, kurių efektyvumas didesnis nei 0,7 beta eff, teigiamo reaktyvumo įvedimas turi būti laipsniškas, o žingsnio efektyvumas ne didesnis kaip 0,3 beta eff (pateikiamas techninėmis priemonėmis). RI projekte turėtų būti nurodytas žingsnio dydis, pauzė tarp žingsnių ir reaktyvumo padidėjimo greitis.2.3.3.15. Prieš paleidžiant reaktorių, AZ darbinės dalys turi būti pasuktos į darbinę padėtį.Reaktoriaus subkritiškumas bet kuriuo kampanijos momentu, įjungus AZ darbinius elementus į darbinę padėtį, likusius CPS elementus įvedant į aktyvią zoną, turi būti bent 0,01 aktyviosios zonos būsenoje su maksimaliu efektyviu dauginimu. veiksnys.2.3.3.16. Neutronų srauto tankio ir (ar) tankio kitimo greičio stebėjimo kanalo gedimas turi būti kartu su aliarmu operatoriui ir registracija. Tokiu atveju turėtų būti sugeneruotas signalas apie tokio kanalo gedimą.2.3.3.17. RI projekte turi būti pateikti reikalavimai priemonėms, užtikrinančioms greitą automatinį reaktoriaus aktyviosios zonos srovės reaktyvumo dydžių ir jo pokyčių eksploatacijos metu reikšmių nustatymą ir registravimą. RI projekte reaktyvumui įtakos turinčiais parametrais (galia, aušinimo skysčio temperatūra, moderatoriaus temperatūra) turi būti pagrįsta reaktyvumą veikiančių priemonių visuminio efektyvumo, avarinės apsaugos veikimo elementų efektyvumo, CPS darbo elementų grupių efektyvumo, reaktyvumo koeficientų nustatymo tvarka. , ištirpusio sugėriklio koncentracija ir kt.) ir tt), taip pat šių dydžių ir jų nustatymo paklaidos nustatymo metodai.2.3.3.18. RI projekte turi būti numatytos priemonės ir metodai reaktoriaus subkritiškumui stebėti.2.3.3.19. RI projekte turi būti numatytos priemonės, leidžiančios kontroliuoti netolygų energijos išsiskyrimą reaktoriaus aktyvioje erdvėje, ir priemones, skirtas operatyviai apskaičiuoti atsargą prieš šilumos perdavimo krizę.2.3.3.20. Reaktoriaus aktyviose zonose, kurių neutronų srauto tankio svyravimų nebuvimas neįrodytas, RI projekte turi būti numatytos neutronų srauto tankio svyravimų stebėjimo ir valdymo priemonės bei nurodyta svyravimų valdymo nepažeidžiant eksploatacinių pažeidimo ribų tvarka. prie kuro elementų.2.4. Įprasto veikimo valdymo sistemos ir saugos valdymo sistemos
2.4.1. RI projekte turi būti pateikti ir pagrįsti reikalavimai NOCS, CSS, jų elementų, taip pat RI diagnostikos sistemų sudėties, struktūros, pagrindinių charakteristikų, kiekio ir išdėstymo sąlygoms.2.4.2. RI projektas turėtų pagrįsti ir pateikti sąrašus:- valdomi parametrai ir signalai apie reaktoriaus elektrinės būklę;- reguliuojami parametrai ir valdymo signalai;- PZ nustatymai ir eksploatavimo sąlygos;- reaktoriaus objekto diagnostikos jutiklių vietos;- parametrai, lemiantys apsaugos sistemų paleidimą.2.4.3. RI projekte turi būti parodyta, kad USNE ir CSS užtikrina RI techninės būklės stebėjimą ir saugią kontrolę normaliai eksploatuojant ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas.2.4.4. RI projekte turi būti pateikti ir pagrįsti RI įrangos apsaugų ir blokavimo priemonių sąrašai bei techniniai jų veikimo sąlygų reikalavimai.2.4.5. USNE ir CSS turėtų būti numatyti įrenginiai, skirti generuoti bent šiuos signalus:- avarinis pranešimas (sirena su skiriamuoju signalo tonu) - RI projekte numatytais atvejais;- avarinis (šviesa ir garsas) - kai parametrai pasiekia AZ veikimo nustatymus ir sąlygas;- įspėjimas (šviesa ir garsas) - esant normaliam skirstomųjų įrenginių sistemų ir elementų veikimo pažeidimams ir PZ veikimo nustatymų ir sąlygų pasiekimui pagal parametrus;- orientacinis - apie įtampos buvimą maitinimo grandinėse, apie įrangos būklę.2.4.6. Turėtų būti pateikta USNE ir CSS diagnostika.2.4.7. NOCS ir CSS turi būti suprojektuoti taip, kad būtų galima identifikuoti inicijuojančius avarijos įvykius, nustatyti tikrus saugai svarbių RP sistemų veikimo algoritmus, nukrypimus nuo standartinių algoritmų ir operatyvinio personalo veiksmus.2.4.8. Siekiant įgyvendinti 2.4.7 punkto reikalavimą, registracija turėtų būti numatyta:- reaktoriaus elektrinės sistemų (elementų) būklės parametrai ir požymiai, leidžiantys patikimai nustatyti inicijuojantį įvykį;- valdymo signalai;- saugai svarbių reaktoriaus įrenginių sistemų būsenas charakterizuojančių parametrų pasikeitimus;- parametrai, pagal kuriuos turi būti pradėtos naudoti apsaugos;- saugos sistemų jungiamųjų detalių padėtis;- radiacinę situaciją apibūdinantys parametrai;- operatyvinio personalo veiksmai, įskaitant vaizdo informaciją;- operatyvinio personalo derybos dėl ryšių sistemų.2.4.9. RI projekte turi būti pagrįsti ir pateikti duomenys apie 2.4.8 punkte nurodytos informacijos registravimo ir saugojimo apimtį ir intensyvumą.2.4.10. Registravimo priemonės turi išlikti veikiančios ir užtikrinti informacijos išsaugojimą projektinių ir neprojektinių avarijų sąlygomis ("juodosios dėžės" tipo įrenginyje).2.4.11. RI projekte turi būti nustatyta:- leistinos reaktoriaus galios vertės, priklausomai nuo USNE veikimo, kai iš dalies prarandama funkcija;- USNE ir CSS bei jų dalių remonto sąlygos.2.4.12. Reguliuojamiesiems ir stebimiems parametrams turi būti pagrįsti jų kitimo diapazonai ir greičiai normalios eksploatacijos metu ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas.2.4.13. USNE ir CSS elementai turi būti tikrinami ir sertifikuojami.2.4.14. RC projekte turėtų būti atlikta NOCS ir CSS reakcijų į išorinį ir vidinį poveikį analizė galimi gedimai ir skirstyklos pagrindinės įrangos gedimai (trumpieji jungimai, izoliacijos kokybės praradimas, įtampos kritimai ir imtuvai, klaidingi pavojaus signalai, signalų praradimas ir kt.) bei skirstomojo įrenginio pagrindinės įrangos gedimai, įrodantys skirstyklams pavojingų reakcijų nebuvimą. Tuo atveju, kai vyksta reaktoriaus elektrinei pavojingos reakcijos, reikia sustabdyti reaktoriaus elektrinės NOCS ir CSS ir imtis priemonių joms pašalinti. Eksploatuojanti organizacija nustatyta tvarka turi užtikrinti, kad būtų atlikti atitinkami RI projekto pakeitimai.2.4.15. Programuojamųjų ir programinių įrankių naudojimas USNE ir CSS turi būti pagrįstas ir patvirtintas testais. Naudojama programinė įranga ir programinė įranga turi būti patikrinta.2.4.16. Reaktoriaus įrenginio ir jo sistemų valdymas turėtų būti vykdomas iš valdymo patalpos ir (jei reikia) iš vietinių valdymo postų.2.4.17. Kiekviename bloke, be valdymo patalpos, turėtų būti įrengta valdymo patalpa, iš kurios reaktorius turi būti perkeltas į subkritinę būseną ir avarinį reaktoriaus aušinimą bei technologinių parametrų, reikalingų reaktoriaus saugai, kontrolę. reaktoriaus elektrinę, jei dėl kokių nors priežasčių (gaisro ir pan.) to negalima padaryti naudojant BPU.2.4.18. Reikalavimai MCR, RPU ir vietinių valdymo postų įrangos ir aparatūros sudėčiai nustatomi RI projekte.2.4.19. RPU turėtų rodyti informaciją apie sistemų būseną ir atskirus sistemų elementus, įskaitant bent:- neutronų srauto tankis šerdyje;- avarinio aušinimo aušinimo skysčio ir sistemų parametrai;- CPS darbo organų tarpinių ir baigiamųjų pareigybių rodikliai;- reaktyvumą veikiančių priemonių būklės rodikliai (siurblių ir elementų jungiamųjų detalių būklė, kuri vienareikšmiškai lemia reaktyvumą veikiančių priemonių pasirengimą atlikti savo funkcijas ir jų veikimo faktą, taip pat būsenos parametrus). skysčio absorberio tirpalo (jei naudojamas) - temperatūra, slėgis, koncentracija ir kt.;- vožtuvo padėties ir aušinimą užtikrinančių sistemų būklės indikatoriai.2.4.20. Turėtų būti atmesta galimybė, kad MCR ir RPU valdymo ir stebėjimo grandinės dėl bendros priežasties sugestų, atsižvelgiant į pradinius įvykius, o techninėmis priemonėmis turėtų būti atmesta galimybė valdyti kiekvieną konkretų elementą kartu su MCR ir RPU.2.4.21. Reaktoryje, pirminėje grandinėje, skysčio absorberio avarinėse talpyklose ir visose sistemose, užpildytose pagal RI (AE) projektą skysčio absorberio tirpalu, turi būti RI (AE) projekte nurodytos skysčio absorberio tirpalo koncentracijos. būti užtikrinti. Sugeriančiojo nuklido koncentracijos skystį sugeriančiame tirpale matavimo metodas ir dažnis turi būti nustatyti RI (AE) projekte.2.4.22. Turi būti numatytos techninės priemonės neutronus sugeriančių nuklidų kiekiui skystųjų ar dujinių absorberių tirpale (jei naudojamas) stebėti reaktoriaus objekte ir absorberio avarinio tiekimo rezervuaruose reaktoriaus eksploatavimo metu, taip pat kaip techninės priemonės vienodai absorberio tirpalo koncentracijai jį talpinančiose talpyklose palaikyti.2.4.23. Techninės priemonės arba organizacinės priemonės turėtų užtikrinti neutronus sugeriančių nuklidų kiekio įvesties kontrolę medžiagose, naudojamose reaktyvumui paveikti, kad atitiktų projektines charakteristikas.2.4.24. Kiekviename avarinio skysčio absorberio tirpalo tiekimo konteineryje turi būti bent du kanalai lygio kontrolei ir (arba) slėgio matavimui, siunčiant įspėjamąjį signalą MCU ir RPU.2.4.25. Įprasto veikimo metu, esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas (įskaitant visišką elektros energijos tiekimo režimą), USNE ir CSS turi būti tiekiamas patikimas elektros tiekimas ir maitinimas tiek, kiek pagrįsta RI projekte.2.4.26. USNE turėtų apimti pramoninės televizijos sistemą ir ryšio su valdymo patalpa, RPU ir vietiniais valdymo postais priemones (telefoną, garsiakalbį, radiją ir kt.).2.4.27. USNE ir CSS turėtų apimti sistemą informacinė pagalba operatorius.2.4.28. NOCS ir CSS turi numatyti informacijos perdavimo į AE išorės ir vidaus avarinių situacijų valdymo centrus neprojektinių avarijų sąlygomis priemones situacijai įvertinti ir sprendimams priimti.2.4.29. RI projektą sudaro organizaciniai ir (arba) technines priemones pašalinti neteisėtą prieigą prie USNE ir CSS.2.5. RP aušinimo skysčio grandinė (pirminė grandinė)
2.5.1. RI konstrukcija turi apibrėžti pirminės grandinės ribas.2.5.2. RI projekte turi būti pagrįstas pirminės grandinės elementų ir sistemų veikimo patikimumas per projektinį eksploatavimo laiką, atsižvelgiant į fizikinius ir cheminius, šiluminius, jėgos ir kitus poveikius, galimus normaliai eksploatuojant ir pažeidžiant normalią eksploataciją, įskaitant projektinį pagrindą. nelaimingų atsitikimų. Poveikių skaičius ir pobūdis, į kuriuos atsižvelgiama nustatant projektinį eksploatavimo laiką, turi būti nurodytas ir pagrįstas RI projekte.2.5.3. RI projekte turi būti parodyta, kad reaktoriaus slėginio indo stiprumas normaliai eksploatuojant ir normalios eksploatacijos sutrikimų atveju, įskaitant projektines avarijas, yra užtikrinamas per visą AE bloko eksploatavimo laiką.2.5.4. Įrangos išdėstymas ir pirminės grandinės geometrija turi sudaryti sąlygas natūraliai aušinimo skysčio cirkuliacijai pirminėje grandinėje vystytis priverstinės cirkuliacijos praradimo arba jos nebuvimo atveju, įskaitant projektines avarijas.2.5.5. Pirminės grandinės vamzdynuose turi būti įtaisai, skirti valdyti ir užkirsti kelią nepriimtiniems judesiams, kai juos veikia reaktyviosios jėgos, atsirandančios dėl lūžių. RI projektas turi pagrįsti šių prietaisų stiprumą ir veiksmingumą projektinių avarijų atveju.2.5.6. Šilumos mainų įranga, skirta šilumos perdavimui iš RI pirminio kontūro, turi turėti šilumos mainų paviršiaus rezervą, kompensuojantį jos šilumos perdavimo charakteristikų pablogėjimą eksploatacijos metu.2.5.7. Jei naudojama priverstinė cirkuliacija, šią cirkuliaciją vykdantys siurbliai, dingus maitinimui ir esant EP darbui esant bet kokiam reaktoriaus galios lygiui, turi turėti pakankamą inerciją, kuri užtikrintų priverstinį pirminės srovės srautą. aušinimo skysčio iki to momento, kai natūrali cirkuliacija garantuoja likutinės šilumos pašalinimą neviršijant kuro strypų pažeidimo veikimo ribų.2.5.8. RI projekte turėtų būti numatytos šios priemonės:- automatinė apsauga nuo nepriimtino slėgio padidėjimo pirminėje grandinėje normaliai eksploatuojant ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas;- aušinimo skysčio tūrio pokyčių, atsiradusių dėl temperatūros pokyčių, kompensacija;- šilumos nešiklio nuostolių kompensavimas nutekėjimo metu. Maksimalus šiomis priemonėmis kompensuojamas srautas yra nustatytas RI konstrukcijoje.2.5.9. RI projekte turi būti numatyta įrengti nuotėkio ribotuvus ant vamzdynų, besitęsiančių nuo pagrindinio cirkuliacinio vamzdyno. Atsisakymas įrengti nuotėkio ribotuvus turi būti pagrįstas RI projekte.2.5.10. Pirminės grandinės elementai turi būti aprūpinti įrenginiais, mažinančiais seisminio poveikio poveikį. Atsisakymas įrengti pirminės grandinės elementus tokiais įtaisais turi būti pagrįstas RI projekte.2.5.11. RI ir AE projektuose turi būti nustatyti aušinimo skysčio, jo kokybės rodikliai cheminė sudėtis ir leistinas radionuklidų kiekis eksploatacijos metu, numatytos techninės ir organizacinės priemonės jų priežiūrai ir kontrolei. RI ir AE projektuose turi būti pagrįsti techniniai sprendimai ir organizacinės priemonės aušinimo skysčio kokybei užtikrinti, taip pat jų kontrolės būdai ir priemonės.2.5.12. RI projekte turi būti numatytos techninės priemonės, apsaugančios pirminę grandinę nuo saugaus AE bloko eksploatavimo aušinimo skysčiui išleisti, ko nenumato proceso reglamentai. Dalinio drenažo leistinumas remonto darbų ir degalų papildymo metu turi būti pagrįstas RI projekte.2.5.13. RI projekte turi būti numatytos priemonės ir metodai pirminio aušinimo skysčio nuotėkio vietai ir dydžiui nustatyti projekte pagrįstu tikslumu.2.5.14. Techninės priemonės turi užkirsti kelią nenumatytam gryno kondensato ir skysčio absorberio tirpalo, kurio koncentracija mažesnė nei leistina RI (AE) projekte, patekimo į pirminį aušinimo skystį ir kitas sistemas, kurios pagal RI (AE) projektą turi būti užpildytos skysčiu. sugeriamojo tirpalo.2.6. Avarinės šerdies aušinimo sistemos
2.6.1. RI ir AE projektuose turi būti numatytos avarinės aktyviosios zonos aušinimo sistemos. Avarinio aktyvaus aušinimo sistemų sudėtis, struktūra ir charakteristikos turi būti pagrįstos RI ir AE projektuose.2.6.2. Avarinio židinio aušinimo sistemos turi būti suprojektuotos atsižvelgiant į nepriklausomumo ir dubliavimo principus ir turėti galimybę, atsižvelgiant į vieno gedimo ar žmogaus klaidos principą, atlikti funkciją, neleidžiančią pažeisti kuro elementų projektinių pažeidimų projektuojant. nelaimingų atsitikimų pagrindu.2.6.3. Avarinio aušinimo sistemų parametrų, nustatymų ir eksploatavimo sąlygų sąrašas turi būti pagrįstas RI (AE) projekte, remiantis projektinių avarijų analize.2.6.4. Avarinio aktyvaus aušinimo sistemos vieno kanalo eksploatavimo nutraukimo leistinumas ir sąlygos turi būti pagrįsti RI (AE) projekte.2.6.5. RI (AE) projekte turi būti atsižvelgta į visus galimus poveikius sistemoms (elementams), susijusį su avarinio aktyvinimo zonos aušinimo sistemų įjungimu ir veikimu.2.6.6. RI (AE) projekte turi būti numatyti techniniai ir organizaciniai susitarimai kad būtų išvengta neteisėtos prieigos prie avarinio šerdies aušinimo sistemų.2.6.7. RI (AE) projekte turi būti avarinio židinio aušinimo sistemų patikimumo rodiklių pagrindimas.2.6.8. Kai reaktorius yra subkritinėje būsenoje, avarinės zonos aušinimo sistemų aktyvavimas ir veikimas neturėtų išvesti jo iš subkritinės būsenos.2.6.9. Avarinio aušinimo sistemos turėtų užtikrinti aušinimą ir ilgalaikę reaktoriaus aktyviosios zonos palaikymą pagal RI (AE) projekte pagrįstus aušinimo skysčio parametrus.2.7. Degalų papildymo įrenginiai ir pagrindinės degalų papildymo procedūros
2.7.1. Perkrauti įrenginius
2.7.1.1. RI projekte turi būti pagrindžiama ir išvardinta degalų papildymo įrenginių sudėtis bei jiems keliami reikalavimai, kurių įvykdymas užtikrina saugų kuro rinklių ir kitų aktyviosios zonos elementų tvarkymą degalų papildymo metu, įskaitant gedimų ir pažeidimų atveju. degalų papildymo įrenginiai.2.7.1.2. Šilumos pašalinimas iš degalų papildymo kuro rinklių turi būti užtikrinamas neviršijant RI projekte nustatytų kuro elementų temperatūros parametrų degalų papildymo operacijoms normalios eksploatacijos ir gedimų metu.2.7.1.3. Kuro papildymo įrenginiai turi būti suprojektuoti taip, kad jiems normaliai eksploatuojant ir gedus, nebūtų pažeistos reaktoriaus objekto ir reaktoriaus branduolinio kuro saugyklų normalios eksploatacijos sąlygos.2.7.1.4. Skirstyklos ir AE projekte turi būti numatyti perkrovos įtaisų įrengimo, eksploatavimo, priežiūros, remonto, bandymo ir periodinės patikros reikalavimai bei jų patikimumo reikalavimai.2.7.1.5. Perdavimo įrenginiai turi būti suprojektuoti (sukonstruoti) taip, kad juos būtų galima pasiekti apžiūrai, remontui, bandymams ir techninei priežiūrai.2.7.1.6. Projektuojant degalų papildymo įrenginius reikia imtis priemonių, kad kuro rinklės ir kiti aktyviosios zonos elementai nebūtų pažeisti, deformuoti, sunaikinti ar nukristi, taip pat jų ištraukimo ar montavimo metu nepaveiktų nepriimtinos jėgos. Didžiausių leistinų jėgų vertės turi būti pateiktos RI projekte. Neprojektines lėšas naudoti perkrovimui draudžiama.2.7.1.7. Projektuojant degalų papildymo įrenginius, reikia numatyti, kad nutrūkus elektros tiekimui nenukristų kuro rinklės ir kiti perkrauti aktyviosios zonos elementai.2.7.1.8. RI projekte turėtų būti pagrįsti ir nustatyti leistini kuro rinklių ir kitų aktyviosios zonos elementų judėjimo perkrovimo įrenginiais greičiai.2.7.1.9. Turi būti numatytos techninės priemonės (blokavimas ir kt.), užtikrinančios perkrovimo įrenginių judėjimą leistinose ribose.2.7.1.10. Degalų papildymo įrenginių gedimo ar veikimo sąlygų pažeidimo atveju RI projekte turi būti numatyta įranga patikimam kuro rinklių ir kitų židinio elementų judėjimui į saugias vietas.2.7.1.11. Degalų papildymo įrenginiuose turi būti pultai (skydeliai) su indikatoriaus prietaisais, rodančiais informaciją apie pilamų degalų rinklių, kitų pagrindinių elementų ir griebtuvų padėtį (būseną) ir orientaciją.2.7.1.12. Neturėtų būti atmesta galimybė perkelti degalų papildymo įrenginius prijungimo prie technologinio kanalo momentu arba kuro rinklių ir kitų perkrautų elementų įvedimo į židinį (išimtus iš židinio) metu.2.7.1.13. Įrengiami blokatoriai, kad degalų papildymo įtaisai nejudėtų, kai kuro rinklės ir kiti perkrauti pagrindiniai elementai yra neprojektinėje padėtyje.2.7.1.14. Norint kontroliuoti perkrovą, turėtų būti įrengta pramoninė televizijos sistema. RI ir AE projektuose turėtų būti nustatytas perkrovimo metu atliekamų operacijų sąrašas, valdomas pramonine televizijos sistema.2.7.2. Perkrovimo procedūra
2.7.2.1. RI projekte turėtų būti pagrįsti:- perkrovos vykdymo būdai;- perkrovimo dažnumas, apimtis ir grafikas;- technines priemones ir organizacines priemones, užtikrinančias branduolinę saugą degalų papildymo metu, įskaitant neutronų srauto tankio kontrolę;- skysto sugeriamojo tirpalo darbinė koncentracija (jei naudojama), ėminių ėmimo vietos, jo kontrolės priemonės ir priežiūros būdai.2.7.2.2. RI ir AE projektuose, taip pat AE SAR, kaip inicijuojantys įvykiai, be degalų papildymo sistemos įrangos gedimų, reikia atsižvelgti į galimas klaidas pakrovimo (degalų papildymo) metu ir jų pasekmes bei imtis priemonių gedimams pašalinti. išvystyta.2.7.2.3. Pagrindinio degalų papildymo tvarką nustato AE personalo sudaryta, AE administracijos patvirtinta ir nustatyta tvarka suderinta degalų papildymo programa ir (ar) instrukcijos, darbo grafikas ir degalų papildymo kartogramos.2.7.2.4. Atliekant perkrovimo ir remonto darbus, organizacinėmis priemonėmis ir, jei įmanoma, techninėmis priemonėmis turi būti užkirstas kelias pašaliniams objektams patekti į reaktoriaus įrenginių, jungiamųjų detalių ir vamzdynų vidinę erdvę.2.7.2.5. Reaktoriuose, kuriuose degalų papildymas atliekamas atjungus CPS darbinius elementus, degalų papildymas turi būti atliekamas su CPS darbiniais elementais ir kitomis reaktyvumo įtakos priemonėmis, įvestomis į aktyviąją zoną. Minimalus reaktoriaus subkritiškumas degalų papildymo metu, atsižvelgiant į galimas klaidas, turėtų būti ne mažesnis kaip 0,02.2.7.2.6. Reaktoriuose, kuriuose degalų papildymas vykdomas atjungus CPS darbinius elementus, o reaktyvumas kompensuojamas skysčio absorberiniu tirpalu, degalų papildymas turi būti atliekamas naudojant CPS darbinius elementus ir kitas reaktyvumą įtakojančias priemones, įvestas į aktyviąją zoną. Skysčio absorberio tirpalo koncentracija turi būti padidinta iki tokios vertės, kuriai esant (atsižvelgiant į galimas klaidas) reaktoriaus subkritiškumas būtų užtikrintas ne mažesnis kaip 0,02 (neatsižvelgiant į įvestus CPS darbinius elementus).2.7.2.7. Reaktoriuose, kuriuose degalų papildymo metu reikalingas subkritiškumas užtikrinamas skysčio absorberio tirpalu, turi būti numatytos techninės ir organizacinės priemonės, užtikrinančios, kad degalų papildymo metu į reaktorių ir pirminę grandinę nebūtų tiekiamas švarus kondensatas.2.7.2.8. Indų tipo reaktoriuose su viršutiniu CPS pavarų išdėstymu, reaktoriaus ir CPS pavarų konstrukcija turi užtikrinti, kad CPS darbinės dalys būtų išjungtos, kai nuimamas viršutinis blokas. Diagnostikos priemonės turi užregistruoti išjungimo būseną.2.7.2.9. Reaktoriaus gamyklos projekte turi būti numatytos techninės priemonės, neleidžiančios CPS darbo korpusams „plaukioti“ perkrovų metu.2.7.2.10. Kuro rinklių ir kitų aktyviosios zonos elementų perkrovimas sustabdytame kanalinio tipo reaktoriuje turi būti atliekamas su užsuktais aktyviosios zonos darbiniais korpusais. Minimalus reaktoriaus subkritiškumas degalų papildymo metu, atsižvelgiant į galimas klaidas, turėtų būti ne mažesnis kaip 0,02.2.7.2.11. Reaktoriaus jėgainėms, kuriose degalų papildymas vykdomas reaktoriui veikiant galia, RI projekte turi būti pagrįsti ir apibrėžti leistini darbo režimai (galia, aušinimo skysčio debitas ir kt.) degalų papildymo metu. Priemonių, naudojamų pertekliniam reaktyvumui, kuris gali atsirasti dėl apkrovos klaidų arba reaktyvumo poveikio, slopinimo, veiksmingumas turi būti pagrįstas.2.7.2.12. Degalų papildymo procese, kai reaktorius veikia galia, neturi būti pažeistas pirminės grandinės sandarumas, taip pat turi būti numatytos priemonės patikrinti, ar iš pirminės grandinės nėra aušinimo skysčio nuotėkio.2.7.2.13. Reaktoriuose su daliniu degalų papildymu, užbaigus degalų papildymą, reikia atlikti bandymus (matavimus), siekiant patvirtinti pagrindinę konstrukciją ir apskaičiuotas aktyviosios zonos neutronines charakteristikas. Reaktoriams su nuolatiniu degalų papildymu bandymų (matavimų) dažnumas turi būti pagrįstas RI projekte.Testavimo procese turi būti tikrinama eksperimentinių matavimų rezultatų atitiktis apskaičiuotiems parametrams pagal RI projekte nustatytus kriterijus.3. Branduolinės saugos užtikrinimas pradedant eksploatuoti AE bloką
3.1. Fizinė reaktoriaus paleidimas
3.1.1. Fizinio paleidimo metu turėtų būti gauti eksperimentiniai duomenys apie reaktoriaus neutron-fizinius parametrus, reaktyvumo poveikį, reguliavimo ir AZ efektyvumą ir kt.3.1.2. Fizinis reaktoriaus paleidimas, įskaitant reaktoriaus pakrovimą branduoliniu kuru, vykdomas pagal fizinio paleidimo programą. Fizinio paleidimo programą parengia ir patvirtina veikianti organizacija.3.1.3. Fizinio reaktoriaus paleidimo programoje turi būti:- sistemų ir įrangos, reikalingų fiziniam reaktoriaus paleidimui, sąrašas;- reaktoriaus pakrovimo kuro rinklėmis (kuro strypais) tvarka;- kritinės būklės pasiekimo procedūra;- bandymų (matavimų) aprašymas ir jų atlikimo tvarka;- numatomos kritinių apkrovų vertės, organų kritinės padėties (būsenos), turinčios įtakos reaktyvumui, jų efektyvumui, apkrautų kuro rinklių (kuro strypų), aušinimo skysčio poveikio reaktyvumui vertinimai;- bandymų ir matavimų metodai;- priemones branduolinei saugai užtikrinti fizinio paleidimo metu.3.1.4. Tikrinamas pasirengimas fiziniam reaktoriaus paleidimui:- veikiančios organizacijos paskirta darbo komisija;- atominės energijos naudojimo saugos valstybinio reguliavimo institucijos komisija.3.1.5. Darbo komisija tikrina:- atliekamų darbų atitikimas RI ir AE projektams;- įrenginių darbingumas, įrangos bandymų ataskaitų, priešeksploatacinių derinimo darbų atlikimo pažymų prieinamumas;- eksploatacinės dokumentacijos prieinamumas ir vykdymas;- leidimų gauti teisę dirbti pamainos darbuotojams ir vadovaujančių fizikų egzaminų išlaikymo protokolų buvimas.Darbo komisija surašo sistemų, įrangos ir personalo parengties fiziniam paleidimui aktą. Aktas turi būti nustatyta tvarka patvirtintas eksploatuojančios organizacijos.3.1.6. Atominės energijos patikrinimų valstybinio saugumo reguliavimo institucijos komisija:- kintamosios srovės bloko techninis pasirengimas fiziniam paleidimui:- projektinė ir eksploatacinė dokumentacija;- personalo pasirengimas fiziniam paleidimui.3.1.7. Pirmą kartą branduolinio kuro pristatymas į pradedamo eksploatuoti AE bloko aikštelę gali būti vykdomas, jei yra valstybinės atominės energijos naudojimo saugos AE bloko eksploatavimui reguliavimo institucijos licencija ir remiantis valstybinės atominės energijos naudojimo saugos reguliavimo institucijos atlikto AE bloko parengties tiekti branduolinį kurą patikrinimo rezultatai.3.1.8. Sprendimas atlikti fizinį paleidimą priimamas nustatyta tvarka, remiantis darbo komisijos dėl sistemų ir įrangos parengties, personalo parengties fiziniam paleidimui aktu, taip pat veikiančios organizacijos aktu. dėl trūkumų pašalinimo remiantis valstybinės reguliavimo institucijos atlikto AE bloko parengties fiziniam paleidimui patikrinimo dėl atominės energijos naudojimo saugumo patikrinimo rezultatais.3.1.9. Esant priešavarinei situacijai atliekant bandymus (matavimus) fizinio paleidimo metu, bandymai (matavimai) turi būti nutraukti, o reaktorius perkeliamas į subkritinę būseną.3.1.10. Reaktoriaus aktyviosios zonos apkrovimo kuro rinkiniais (kuro strypais) rezultatai, taip pat bandymų fizinio paleidimo metu rezultatai turi būti dokumentuojami aktuose ir ataskaitose, kurios turi būti pateiktos valstybinei reguliavimo institucijai dėl saugos atominės energijos panaudojimas nustatyta tvarka.3.2. Kintamosios srovės bloko energijos paleidimas
3.2.1. AE bloko galios paleidimas apima laipsnišką galios didinimą, RP ir AE bloko parametrų nustatymą ir tikslinimą, AE bloko sistemų ir įrangos išsamų testavimą, planinių bandymų (matavimų) atlikimą. ) kiekviename etape ir gautų rezultatų analizę.3.2.2. AE bloko elektros paleidimas vykdomas pagal AE bloko elektros paleidimo programą, koreguotą (jei reikia) pagal fizinio paleidimo rezultatus. Galios paleidimo programą parengia ir patvirtina eksploatuojanti organizacija.3.2.3. Galios paleidimo programoje turi būti nurodyta jos įgyvendinimo tvarka, numatomos reaktoriaus neutroninių fizikinių charakteristikų reikšmės (reaktyvumo efektai ir kt.), reaktoriaus elektrinės šiluminės charakteristikos, bandymų procedūros, priemonės, užtikrinančios. branduolinė sauga paleidžiant energiją ir kt.3.2.4. Galios paleidimo programoje turėtų būti numatyti AE energetinio bloko darbo režimų bandymai ir bandymai, saugos sistemų tikrinimas tokia apimtimi ir seka, kurios užtikrina saugų reaktoriaus atstatymą iki nominalios galios, įskaitant saugaus ir dinamiško bandymo. stabilus pereinamųjų režimų perėjimas visuose galios vystymosi etapuose.3.2.5. AE bloko parengtį paleisti elektros energiją tikrina darbo komisija. Darbo komisija tikrina AE bloko sistemų ir įrangos pasirengimą elektros paleidimui, reaktoriaus įjungimui, turbogeneratorių paleidimui ir AE bloko įtraukimui į elektros tinklą, pamaininio personalo komplektavimą, jų mokymą. ir priėmimas į darbą. Komisija surašo AE bloko parengties elektros paleidimui aktą. Aktas turi būti nustatyta tvarka patvirtintas eksploatuojančios organizacijos.Prireikus atominės energijos naudojimo saugos valstybinio reguliavimo institucija siunčia komisiją patikrinti AE bloko parengtį paleisti elektros energiją.3.2.6. AE bloko elektros paleidimas vykdomas pašalinus darbo komisijos akte ir Valstybinės atominės energijos naudojimo saugos reguliavimo institucijos komisijos akte nurodytus trūkumus (jeigu Valstybinės atominės energijos naudojimo saugos reguliavimo institucijos patikra).3.2.7. Sprendimas paleisti elektros energiją priimamas nustatyta tvarka remiantis darbo komisijos aktu dėl AE bloko pasirengimo paleisti elektrą, taip pat eksploatuojančios organizacijos panaikinimo aktu. trūkumai, pagrįsti Valstybinės atominės energijos naudojimo saugos reguliavimo institucijos (jei ji atliekama) patikrinimo dėl bloko kintamosios srovės bloko parengties paleisti maitinimą rezultatais.3.2.8. Remdamasi fizinio ir galios paleidimo rezultatais, eksploatuojanti organizacija parengia ataskaitą ir pakeičia (jei reikia) AE SAR.4. Branduolinės saugos užtikrinimas eksploatacijos metu
4.1. Pagrindinis dokumentas, lemiantis saugų AE bloko eksploatavimą, yra saugaus AE bloko eksploatavimo technologinis reglamentas, kuriame yra nustatytos saugaus eksploatavimo taisyklės ir pagrindiniai metodai, bendroji su sauga susijusių operacijų atlikimo tvarka, taip pat 2007 m. saugaus veikimo ribos ir sąlygos. Eksploatuojanti organizacija užtikrina saugaus AE bloko eksploatavimo technologinių reglamentų rengimą.4.2. AE bloko eksploatavimas turi būti vykdomas pagal AE administracijos parengtas eksploatavimo instrukcijas, remiantis AE bloko saugios eksploatacijos projektine dokumentacija ir proceso reglamentais, pakoreguotais remiantis AE paleidimo ir eksploatuoti rezultatais bei atsižvelgiant į eksploatavimo patirtį.4.3. Prieš pradedant eksploatuoti AE bloką, eksploatuojanti organizacija turi išduoti reaktoriaus elektrinės pasą.4.4. Eksploatuojanti organizacija pagal RI ir AE projektus, atsižvelgdama į AE bloko saugios eksploatacijos technologinių reglamentų reikalavimus, organizuoja saugai svarbių sistemų kūrimą ir išleidimą:- instrukcijas, kaip atlikti patikrinimus ir bandymus;- techninės priežiūros grafikai, profilaktinė priežiūra ir kapitalinis remontas sistemos ir elementai;- saugos sistemų testavimo ir veikimo tikrinimo grafikai.4.5. RI ir jo sistemų būklė bei sąlygos, kuriomis leidžiama eksploatuoti AE bloką, turi būti pagrįstos RI ir AE projektuose ir nurodytos saugios AE bloko eksploatacijos proceso reglamentuose.4.6. Pažeidus eksploatacines ribas, eksploatuojantis personalas privalo atlikti RI (AE) projekte ir technologiniuose reglamentuose nustatytą saugios AE bloko eksploatacijos veiksmų seką, skirtą AE bloko normalizavimui. Jei normalaus veikimo atkurti neįmanoma, kintamosios srovės įrenginį reikia sustabdyti.4.7. Susidarius priešavarinei situacijai (avarijai), AE blokas turi būti sustabdytas, išaiškintos ir pašalintos jo atsiradimo priežastys bei imtis priemonių normaliam AE bloko darbui atkurti. AE bloko eksploatavimas gali būti tęsiamas tik pašalinus priešavarinės situacijos (avarijos) priežastis.4.8. Eksploatuojanti organizacija privalo tirti incidentus ir avarijas AE pagal federalines taisykles ir reglamentus, taip pat perduoti informaciją apie šiuos pažeidimus federalinių taisyklių ir nuostatų nustatyta tvarka.4.9. Projektinių avarijų atveju personalo veiksmus nustato AE bloko avarijų likvidavimo instrukcijos, parengtos eksploatuojančios organizacijos remiantis AE SAR. Instrukcijose turėtų būti atsižvelgta į projektines avarijas ir parengtos priemonės jų pasekmėms pašalinti.4.10. Siekdama valdyti neprojektines avarijas pagal RI ir AE projektus bei AE SAR, eksploatuojanti organizacija turi parengti neprojektinių avarijų valdymo vadovą.4.11. AE bloko avarijų reagavimo instrukcijose ir neprojektinių avarijų valdymo vadove turi būti nurodyta veiksmų planų, skirtų personalui ir visuomenei apsaugoti neprojektinės avarijos atveju, sudarymo tvarka.4.12. Norint parengti AE personalą veiksmams priešavarinių situacijų ir avarijų atveju, turėtų būti rengiami reagavimo į avarijas mokymai. Jų vykdymo dažnumą ir tvarką tvirtina eksploatuojanti organizacija.4.13. Nuo nelaimingo atsitikimo momento ir iki avarijos priežasčių nustatymo komisijos darbo pradžios draudžiama atidaryti valdymo ir matavimo įrangą bei prietaisus, keisti signalizacijos ir perspėjimo signalizacijos bei apsaugos nustatymus. Turėtų būti numatytos techninės ir organizacinės priemonės, kad būtų išvengta registruotos informacijos praradimo ir neteisėtos prieigos prie valdymo sistemos prietaisų ir elementų, duomenų bazių ir archyvų, kuriuose fiksuojama įrangos ir sistemų būklė prieš avariją ir vėliau. laikotarpį.4.14. RI projekte turi būti pagrįstos, o AE bloko saugaus eksploatavimo proceso reglamentuose yra numatytos saugiai uždaryto reaktoriaus, kurio aktyviojoje zonoje yra branduolinis kuras, eksploatavimo sąlygos, įskaitant pakrovimo ir degalų papildymo režimus. Šiems režimams bent:- kontrolės apimtis pagal punktų reikalavimus. šių taisyklių 2.3.3.1, 2.3.3.3 ir 2.3.3.6 su privalomu neutronų srauto tankio ir skysčio absorberio tirpalo koncentracijos stebėjimu, jei jis naudojamas tokio tipo reaktoriaus įrenginiui;— saugai svarbių sistemų prieinamumo reikalavimai.4.15. Reaktoriuose, kuriuose vykdomas branduolinio kuro pakrovimas ir papildymas, kai reaktorius, pirminė grandinė ir susijusios sistemos užpildomos skystį sugeriančiu tirpalu, skysčio absorberio tirpalo koncentracija reaktoriaus pakrovimo ir degalų papildymo operacijų metu, taip pat bandymų metu. pirminės grandinės įrangos, jungiamųjų detalių ir vamzdynų bei remonto darbų metu turi būti ne mažesnis nei nustatytas RI (AE) projekte.4.16. Remdamasi projektine dokumentacija, pavojingos branduolinės veiklos projektiniu sąrašu ir eksploatavimo patirtimi, eksploatuojanti organizacija turi sudaryti AE bloko pavojingų branduolinių veiklų sąrašą.4.17. Darbai su saugai svarbiomis sistemomis (elementais), eksploatacijos nutraukimui remontui ir paleidimui, taip pat šių sistemų (elementų) bandymai, kurių nenumato AE bloko saugaus eksploatavimo technologiniai reglamentai ir eksploatavimo instrukcijos, yra branduoliniai. pavojingas.4.18. Branduoliniu požiūriu pavojingi darbai turi būti atliekami pagal specialią darbų programą, patvirtintą AE administracinės vadovybės.Branduoliniu požiūriu pavojingi darbai, nenumatyti AE bloko saugios eksploatacijos technologiniuose reglamentuose ir eksploatavimo instrukcijose, turi būti atliekami pagal specialią darbų programą, patvirtintą eksploatuojančios organizacijos, susitarus su RI ir AE projekto rengėjais.Darbo programoje turi būti:- branduolinių pavojingų darbų atlikimo tikslas;- pavojingų branduolinių darbų sąrašas;- technines ir organizacines priemones branduolinei saugai užtikrinti;- Branduolinių pavojingų darbų atlikimo teisingumo kriterijai ir kontrolė;- paskyrimo nurodymas Atsakingas asmuo branduoliniams pavojingiems darbams atlikti.Branduoliniam poveikiui pavojingi darbai, kaip taisyklė, turėtų būti atliekami uždarytame reaktoriuje.4.19. Išjungto reaktoriaus subkritiškumas atliekant pavojingus branduolinius darbus turi būti ne mažesnis kaip 0,02 reaktoriaus būklei su maksimalia reaktyvumo riba (kanalinio tipo reaktoriuose aktyviosios zonos darbiniai elementai turi būti užsukti, o likę darbiniai elementai CPS turi būti įvestas į šerdį).4.20. Pabaigus saugai svarbių įrenginių ir sistemų remontą, patikrinama, ar šių sistemų charakteristikos atitinka projektines charakteristikas. Patikra turi būti atliekama pagal galiojančias instrukcijas ar programas, parengtas AE eksploatuojančios organizacijos nustatyta tvarka.4.21. Atliekant bet kokius saugai svarbių sistemų bandymus, turi būti tikrinama, ar bandymų rezultatai atitinka RI ir AE projektuose nustatytus kriterijus. Bandymo rezultatai turi būti dokumentuojami.5. Taisyklių laikymasis
5.1. Eksploatuojanti organizacija privalo nuolat stebėti, kaip laikomasi šių Taisyklių reikalavimų.5.2. Eksploatuojanti organizacija organizuoja periodinius (ne rečiau kaip kartą per dvejus metus) AE atitikties šių Taisyklių reikalavimams patikrinimus ir nustato vidaus komisijų atliekamų AE branduolinės saugos būklės patikrinimų tvarką. Eksploatuojančios organizacijos atliktų patikrinimų rezultatai pateikiami atominės energijos naudojimo saugos valstybinio reguliavimo institucijai.Priedas
prie Branduolinės saugos taisyklių
atominių elektrinių reaktoriai
Kuro elementų pažeidimo ribos ir reikalavimai AE reaktorių reaktyvumo koeficientams su dažniausiai pasitaikančiomis reaktorių gamyklomis
1. AE su VVER tipo reaktoriumi
1.1. 1.2. - tiesioginis branduolinio kuro kontaktas su aušinimo skysčiu - ne daugiau kaip 0,1% kuro elementų skaičiaus šerdyje. 1.3. - lygiavertis kuro apvalkalo oksidacijos laipsnis neturi viršyti ribinės vertės, nustatytos projekte remiantis eksperimentiniais duomenimis;- sureagavusio cirkonio dalis šerdyje neturi viršyti 1% jo masės kuro apvalkale; 1.4. Konkretaus aušinimo skysčio tūrio ir kuro temperatūros, reaktoriaus galios, bendro aušinimo skysčio temperatūros ir kuro temperatūros reaktyvumo koeficientų vertės neturėtų būti teigiamos visose kritinėse būsenose, kurios galimos per visą pokyčių diapazoną. reaktoriaus parametruose normalios eksploatacijos metu ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas.2. AE su RBMK tipo skirstomaisiais įrenginiais
2.1. Kuro strypų eksploatacinės žalos riba:- defektai, tokie kaip dujų nuotėkis - ne daugiau kaip 0,2% kuro strypų skaičiaus šerdyje;- tiesioginis branduolinio kuro kontaktas su aušinimo skysčiu - ne daugiau kaip 0,02% kuro elementų skaičiaus šerdyje. 2.2. Kuro strypų pažeidimo saugaus veikimo riba:- defektai, tokie kaip dujų nuotėkis - ne daugiau kaip 1% kuro strypų skaičiaus šerdyje; 2.3. Maksimali projektinė kuro strypų pažeidimo riba atitinka neviršijant šių ribinių parametrų:- kuro apvalkalo temperatūra neturi viršyti 1200°С;- maksimali kuro temperatūra neturi būti aukštesnė už lydymosi temperatūrą. 2.4. Degalų temperatūros ir galios reaktyvumo koeficientų reikšmės neturėtų būti teigiamos visame reaktoriaus parametrų diapazone normalios eksploatacijos ir nenormalaus veikimo metu, įskaitant projektines avarijas. RI projekte turi būti pagrįstas leistinas garų reaktyvumo koeficiento saugių verčių diapazonas. Būtina stengtis, kad garų reaktyvumo koeficiento vertės normaliai eksploatuojant ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas, būtų artimos nuliui. AE eksploatacijos metu garų reaktyvumo koeficiento reikšmė turi būti patvirtinta matavimais pagal patikrintus metodus RI projekte nustatytu dažnumu.3. AU su BN tipo skirstomaisiais įrenginiais
3.1. Kuro strypų eksploatacinės žalos riba:- defektai, tokie kaip dujų nuotėkis - ne daugiau kaip 0,05% kuro strypų skaičiaus šerdyje;- tiesioginis branduolinio kuro kontaktas su aušinimo skysčiu - ne daugiau kaip 0,005% kuro elementų skaičiaus šerdyje. 3.2. Kuro strypų pažeidimo saugaus veikimo riba:- defektai, tokie kaip dujų nuotėkis - ne daugiau kaip 0,1% kuro strypų skaičiaus šerdyje;- tiesioginis branduolinio kuro kontaktas su aušinimo skysčiu - ne daugiau kaip 0,01% kuro elementų skaičiaus šerdyje. 3.3. Didžiausia projektinė kuro strypų, skirtų greitųjų natrio reaktorių su MOX kuru ir kuro strypų apvalkalu, pagamintu iš ChS-68KhD austenitinio plieno, pažeidimo riba atitinka šiuos ribinius parametrus:- kuro apvalkalo temperatūra - 900°С;- kuro temperatūra - 2300°С;- kuro strypų apvalkalo tūrinis pabrinkimas - 15%. 3.4. Temperatūros ir reaktoriaus galios reaktyvumo koeficientų reikšmės, taip pat bendras aušinimo skysčio temperatūros ir kuro temperatūros reaktyvumo koeficientas turi būti neigiamos visame reaktoriaus parametrų diapazone normalios eksploatacijos ir nenormalaus veikimo metu, įskaitant projektines avarijas. . Dėl neprojektinių avarijų leistinas natrio tuštumų poveikio verčių diapazonas turi būti pagrįstas RI ir AE projekte.4. Kintamosios srovės su ACT tipo skirstomaisiais įrenginiais
4.1. Kuro strypų eksploatacinės žalos riba:- defektai, tokie kaip dujų nuotėkis - ne daugiau kaip 0,2% kuro strypų skaičiaus šerdyje;- tiesioginis branduolinio kuro kontaktas su aušinimo skysčiu - ne daugiau kaip 0,02% kuro elementų skaičiaus šerdyje. 4.2. Kuro strypų pažeidimo saugaus veikimo riba:- defektai, tokie kaip dujų nuotėkis - ne daugiau kaip 1% kuro strypų skaičiaus šerdyje;- tiesioginis branduolinio kuro kontaktas su aušinimo skysčiu - ne daugiau kaip 0,1% kuro elementų skaičiaus šerdyje. 4.3. Maksimali projektinė kuro strypų pažeidimo riba atitinka neviršijant šių ribinių parametrų:- kuro apvalkalo temperatūra neturi viršyti 1200°С;- lygiavertis kuro apvalkalo oksidacijos laipsnis neturi viršyti ribinės vertės, nustatytos projekte remiantis eksperimentiniais duomenimis;- sureagavusio cirkonio dalis šerdyje turi sudaryti ne daugiau kaip 1% jo masės kuro apvalkale;- maksimali kuro temperatūra neturi būti aukštesnė už lydymosi temperatūrą. 4.4. Specifinio aušinimo skysčio tūrio ir kuro temperatūros, reaktoriaus galios, bendrojo aušinimo skysčio temperatūros ir kuro temperatūros reaktyvumo koeficientų vertės neturėtų būti teigiamos visose kritinėse būsenose, kurios galimos visame pasaulyje. reaktoriaus parametrų pokyčių diapazonas normalios eksploatacijos metu ir normalios eksploatacijos pažeidimų metu, įskaitant projektines avarijas.5. AU su EGP-6 skirstomuoju įrenginiu
5.1. Kuro strypų (vamzdinių kuro strypų, kurių kuro sudėtis yra urano dioksido grūdeliai magnio matricoje) veikimo pažeidimo riba:- kuro elemento apvalkalo išorinio paviršiaus temperatūra 430°C;- korpuso nutekėjimas neleidžiamas. 5.2. Kuro strypų pažeidimo saugaus veikimo riba:- bent vieno kuro elemento išorinio apvalkalo sandarumo praradimas;- pasiekti, kad kuro apvalkalo sandarumo kontrolės sistemos rodmenys 50 kartų viršytų bet kurios reaktoriaus kuro rinklės foninę vertę. 5.3. Didžiausia kuro strypų konstrukcijos pažeidimo riba:- kuro elemento apvalkalo temperatūra, neapkrauta nuo vidinio slėgio, 1100°C;- kuro elemento apvalkalo temperatūra esant darbiniam vidiniam slėgiui, 930°C;- vietinis kuro elemento išorinio apvalkalo ir matricos medžiagos sąveikos gylis - ne daugiau kaip 85%. 5.4. Degalų temperatūros, aušinimo skysčio garų kiekio ir galios reaktyvumo koeficientų reikšmės neturėtų būti teigiamos visame reaktoriaus parametrų diapazone normalios eksploatacijos ir nenormalaus veikimo metu, įskaitant projektines avarijas.Registracija N 6313
Federalinė ekologinės, technologinės ir branduolinės priežiūros tarnyba nusprendžia:
Patvirtinti ir nuo 2005 m. liepos 1 d. įgyvendinti pridedamas federalines normas ir taisykles atominės energijos naudojimo srityje „Branduolinės saugos taisyklės ypatingos svarbos bandymų objektams“ (NP-008-04).
Vadovo pareigas
A. Malyševas
Branduolinės saugos taisyklės kritiniams bandymų stendams
1. Terminai ir apibrėžimai
Šiame dokumente vartojami šie terminai ir apibrėžimai:
1. Nelaimingas atsitikimas kritiniame objekte - kritinio objekto normalios eksploatacijos pažeidimas, kai radioaktyviųjų medžiagų ir (ar) jonizuojančiosios spinduliuotės ištekėjo už projekte normaliam eksploatavimui numatytų ribų kiekiai, viršijantys nustatytas saugaus eksploatavimo ribas. Nelaimingas atsitikimas apibūdinamas pradiniu įvykiu, keliais ir pasekmėmis.
2. Branduolinė avarija kritiniame objekte – avarija, sukelta savaime išsilaikančios branduolio dalijimosi grandininės reakcijos kontrolės ir valdymo kritinio mazgo šerdyje arba kritinės masės susidarymo tvarkant branduolines medžiagas už kritinio mazgo ribų. .
3. Kritinio stendo avarinė apsauga (toliau – A3) - apsauginė saugos sistema, skirta kritinio stendo avariniam išjungimui, įskaitant darbinius avarinės apsaugos elementus ir jų padėties ar būsenos keitimą užtikrinančias pavaras.
4. Valdymo ir apsaugos sistemos darbo organų būrys ir kitos reaktyvumo įtakos priemonės - valdymo ir apsaugos sistemos darbo organų padėties (būsenos) pasikeitimas ir kitos reaktyvumo įtakos priemonės, dėl kurių įvedamas teigiamas reaktyvumas.
5. Kritinio objekto pakrovimo įrenginiai - transportavimo ir technologinė įranga, mechanizmai ir įrenginiai, naudojami branduoliniam kurui pakrauti (perkrauti) į kritinio mazgo branduolį, pilti skystį (įskaitant tirpalinį branduolinį kurą) ir įrengti (išimti) eksperimentinius įrenginius.
6. Kritinio mazgo reaktyvumo riba – teigiamas reaktyvumas, kuris, pasirinkus kritinio mazgo sudėtį ir geometriją, gali būti realizuojamas maksimaliai efektyviai patraukiant visus valdymo ir apsaugos sistemos darbinius elementus ir kitas įtakojantys reaktyvumą, įskaitant nuotoliniu būdu kilnojamus eksperimentinius prietaisus.
7. Valdymo kanalas – jutiklio (daviklių), perdavimo linijos ir signalų apdorojimo bei informacijos rodymo priemonių derinys, skirtas parametro valdymui užtikrinti.
8. Nepriklausomi valdymo kanalai – valdymo kanalai, kurie neturi bendrų (sujungtų) elementų ir kurių vieno gedimas nesukelia kito gedimo.
9. Valdymo ir apsaugos sistemos paleidimo kanalai - neutronų srauto tankio (galios) stebėjimo kanalai, užtikrinantys valdymą nuo neutronų srauto tankio lygio, atitinkančio išorinio (pradinio) neutronų šaltinio aktyvumą iki lygio, kurį patikimai valdo kiti. neutronų srauto tankio stebėjimo kanalai jų naudojimo atveju .
10. Kontroliuoti fizinį kritinio objekto paleidimą – ypatingos svarbos objekto paleidimo etapas, apimantis pirmąjį branduolinio kuro įpylimą į aktyvią zoną ir vėlesnį kritinio mazgo perkėlimą į kritinę (superkritinę) būseną ir įjungimą jo tyrimui. pagrindinės neutroninės charakteristikos ir radiacinė aplinka kritiniame stende, siekiant eksperimentiškai patvirtinti kritinio stendo saugumą.
11. Kritinis mazgas - neutronų daugiklio terpės eksperimentinio tyrimo kompleksas, kurio sudėtis ir geometrija leidžia vykdyti valdomą savaime išsilaikančią grandininę branduolio dalijimosi reakciją, veikiančią galia, kuriai nereikia priverstinės šilumos. pašalinimas ir neturi įtakos jo neutroninėms-fizinėms savybėms.
13. Didžiausias galimas kritinio mazgo reaktyvumas – tai didžiausias teigiamas kritinio mazgo reaktyvumas (superkritiškumas), kuris, naudojant kritinio mazgo konstrukciją, gali būti realizuotas dėl klaidingų personalo sprendimų, CS sistemų gedimų ar dėl natūralios ar žmogaus sukeltos išorinės įtakos.
14. Kritinio mazgo modifikavimas (perstatymas ar keitimas) - CS projekte numatyti kritinio mazgo šerdies ir (ar) reflektoriaus sudėties ar geometrijos pakeitimai.
15. Avarinis kompresorinės stoties išjungimas - kritinio mazgo perkėlimas iš kritinės (superkritinės) būsenos į subkritinę dėl A3 veikimo.
16. Planinis kompresorinės stoties išjungimas - kritinio mazgo perkėlimas iš kritinės (superkritinės) būsenos į subkritinę, naudojant rankinių reaktyvumo reguliatorių, automatinių reaktyvumo reguliatorių darbo korpusus ir reaktyvumo kompensatorių darbinius korpusus.
17. Gedimas - sistemų (elementų) darbinės būklės pažeidimas, aptiktas vizualiai arba stebint ir diagnozuojant (matomas gedimas) arba aptiktas tik techninės priežiūros metu (latentinis gedimas).
18. Valdymo ir apsaugos sistemos (toliau – VAS RO) darbo organas yra valdymo ir apsaugos sistemoje naudojama reaktyvumo įtakos priemonė, kurios padėties (būsenos) keitimas užtikrina reaktyvumo pasikeitimą.
Pagal funkcinę paskirtį CPS RO skirstomi į avarinės apsaugos darbo organus (toliau - RO A3), rankinio reaktyvumo valdymo darbo organus (toliau - RR RO), automatinio reaktyvumo valdymo darbo organus (toliau - AR RO) ir reaktyvumo kompensatorių darbo organus. (toliau – RO KR).
19. CS laikino išjungimo režimas – CS darbo režimas, kurį sudaro CS priežiūros darbų atlikimas ir eksperimentinių tyrimų rengimas.
20. CS ilgo išjungimo režimas - CS darbo režimas, kurį sudaro CS sistemų ir įrangos konservavimo darbai bei CS palaikymas darbinėje būsenoje tuo metu, kai CS neplanuojami eksperimentiniai tyrimai.
21. CS galutinio išjungimo režimas – CS darbo režimas, kurį sudaro CS paruošimo eksploatavimo nutraukimui darbai, įskaitant branduolinio kuro iškrovimą iš kritinio mazgo branduolio ir branduolinio kuro bei kitų branduolinių medžiagų pašalinimą iš CS aikštelės. .
22. Kompresoriaus stoties paleidimo režimas ir veikimas esant galiai – kompresorinės stoties veikimo režimas, kurį sudaro kritinio mazgo perkėlimas į kritinę (superkritinę) būseną ir esant galiai bei eksperimentinių tyrimų atlikimas kompresorinėje stotyje.
23. CV išjungimo sistemos – reaktyvumo įtakos priemonės, naudojamos CV išjungti ir kritiniam mazgui palaikyti subkritinėje būsenoje.
24. Valdymo ir apsaugos sistema (toliau – VAS) - normalios eksploatacijos valdymo sistemų, išjungimo sistemų ir valdymo saugos sistemų elementų visuma, skirta stebėti ir kontroliuoti savaime vykstančią branduolio dalijimosi grandininę reakciją, taip pat planinei ir avarinis COP išjungimas.
25. CS eksperimentiniai prietaisai - specialūs kuro elementai ir neutronų srauto detektoriai, aktyvavimo indikatoriai ir taikiniai, pavyzdžiai reaktyvumo efektams matuoti, taip pat prietaisai jiems patalpinti į kritinį mazgą, naudojamą eksperimentiniams tyrimams CS.
26. CS branduolinė sauga - CS savybė užkirsti kelią branduolinėms avarijoms ir apriboti jų pasekmes.
27. Branduoliniu požiūriu pavojingi darbai CS - darbai, dėl kurių gali įvykti branduolinė avarija, jei juos atliekant pažeidžiamos saugaus eksploatavimo ribos ir (ar) sąlygos.
2. Bendrosios nuostatos
2.1. Kritinių bandymų objektų branduolinės saugos taisyklės (toliau – Taisyklės) nustato kritinio mazgo projektavimo ir CS saugai svarbių sistemų techninio veikimo, taip pat organizacinių ir techninių priemonių, skirtų CS branduolinei saugai užtikrinti, reikalavimus. .
2.2. Taisyklės galioja visoms projektuojamoms, pastatytoms ir eksploatuojamoms kompresorinėms stotims.
2.3. CS branduolinę saugą lemia:
1) techninis projekto meistriškumas;
2) saugai svarbių CS elementų ir sistemų gamybos ir montavimo kokybė.
2.4. Branduolinę saugą CS veikimo metu užtikrina:
1) atitiktis federalinių normų ir taisyklių reikalavimams atominės energijos naudojimo srityje, projekto reikalavimams ir eksploatacinei dokumentacijai;
2) darbuotojų (personalo) kvalifikacija ir drausmė;
3) organizacinių ir techninių priemonių sistema, sumažinanti galimų žmogiškųjų klaidų ir neleistinų veiksmų, įrenginių gedimų ir natūralios bei žmogaus sukeltos išorinės įtakos pasekmes.
3. Reikalavimai ypatingos svarbos objekto, kuriuo siekiama užtikrinti branduolinę saugą, projektavimui
3.1. Bendrieji reikalavimai
3.1.1. Saugumui svarbios CS sistemos ir elementai turi būti projektuojami atsižvelgiant į mechaninius, cheminius ir kitus vidinius poveikius, galimus normaliai eksploatuojant CS ir esant normalios eksploatacijos pažeidimams, įskaitant projektines avarijas, taip pat išorinius gamtinius ir žmogaus sukurtos kilmės.
3.1.2. CS projekte (eksploatacinėje dokumentacijoje) turi būti:
1) įkeltos kartogramos, kritinio mazgo reaktyvumo riba ir CPS RC efektyvumas bei kitos projekte numatytos reaktyvumo įtakos priemonės visoms planuojamoms branduolio būsenoms;
2) saugai svarbių sistemų (elementų) gamybos, montavimo, derinimo ir eksploatavimo proceso valdymo ir testavimo programos ir metodai;
3) CPS RC, CPS RC pavaros mechanizmų, kitų reaktyvumo įtakos priemonių keitimo ir išėmimo remontui sąlygos;
4) bendrieji branduolinės saugos užtikrinimo reikalavimai kraunant branduolinį kurą į aktyviąją zoną;
5) branduolinės saugos užtikrinimo sąlygos tvarkant branduolines medžiagas už kritinio mazgo ribų;
6) valdymo ir kitų saugai svarbių sistemų reakcijų į vidinius poveikius analizė ir išorinių poveikių natūralios ir technogeninės kilmės, galimi CS sistemų ir įrangos gedimai ir gedimai, patvirtinantys kritiniam mazgui pavojingų reakcijų nebuvimą;
7) rekonstruojamų ar naujai statomų KS CPS patikimumo analizė, tuo tarpu turi būti parodyta, kad CPS nepasiekiamumo atlikti avarinės apsaugos funkciją esant signalui A3 koeficientas neviršija 10-5;
8) galimų projektinių ir neprojektinių branduolinių avarijų, įskaitant avariją, sukeltą dėl didžiausio galimo kritinio mazgo reaktyvumo, padarinių įvertinimas;
9) pavojingų branduolinių darbų eksploatacijos metu sąrašas ir priemonės, užtikrinančios branduolinę saugą juos atliekant.
3.1.3. CS projekte (eksploatacinėje dokumentacijoje) turėtų būti numatyta:
1) priemonės branduolinei saugai užtikrinti eksploatuojant CS laikino ir ilgalaikio išjungimo režimu, o reikiamam subkritiškumui užtikrinti, be CPS RO, gali būti naudojamos ir kitos reaktyvumo įtakos priemonės; pavyzdžiui, įrengti papildomus neutronų sugėriklius;
2) techninės priemonės, patvirtinančios faktą, kad kritinis mazgas yra subkritinėje būsenoje sugedus išoriniams maitinimo šaltiniams.
3.1.4. CS projekte naudojami techniniai sprendimai turėtų užtikrinti:
1) branduolinio kuro partijos pakrovimas (perkrovimas) į kritinio mazgo aktyviąją dalį;
2) minimali kritinio mazgo reaktyvumo riba, kurios užtenka numatytiems eksperimentiniams tyrimams KS atlikti, kartu reikia stengtis, kad numatoma reaktyvumo riba neviršytų 0,7 Veff;
3) kritinio mazgo subkritiškumas laikinojo CS išjungimo režimu yra ne mažesnis kaip 2% (Keff ё 0,98) su užkabintu CR A3;
4) kritinio mazgo subkritiškumas esant ilgo kompresorinės stoties išjungimo režimui yra ne mažesnis kaip 5% (Keff d 0,95);
5) CS sauga įvykus bet kokiam projektinių avarijų pradiniam įvykiui, kai atsiranda vienas gedimas, nepriklausantis nuo inicijuojančio įvykio, arba viena personalo klaida, nepriklausanti nuo inicijuojančio įvykio;
6) vaizdinis arba televizijos instaliacijos pagalba stebėjimas iš CS valdymo centro personalo veiksmų kritinėje susirinkimų patalpoje;
7) registracijai naudojamų techninių priemonių sauga ir tinkamumas projektinių avarijų sąlygomis informacijos saugojimas reikėjo tirti avariją.
3.1.5. Į CS projekte naudojamus techninius sprendimus neturėtų būti įtraukta:
1) įėjimas į kritinio susirinkimo patalpą, jei kritinis susirinkimas nėra perkeltas į subkritinę būseną;
2) reaktyvumo padidėjimas nuotoliniu būdu valdomomis reaktyvumo įtakos priemonėmis atidarytos durys kritinės susirinkimų patalpos.
3.2. Saugumui svarbūs kritiniai mazgai ir normaliai veikiančios sistemos
3.2.1. Kritinis surinkimas
3.2.1.1. Projektuojant kritinį mazgą turi būti neįtraukta:
1) neteisėtas šerdies ir (ar) atšvaito sudėties ir konfigūracijos pakeitimas, dėl kurio pasikeičia kritinio mazgo reaktyvumas, o visi kritinio mazgo komponentai ir dalys turi būti pritvirtinti, kad jie netyčia nepajudėtų;
2) kritinio mazgo išėjimas iš subkritinės būsenos į kritinę (superkritinę) būseną dėl sumažėjusio neutronų nutekėjimo iš šerdies, kai prie jo artėja proceso įranga ar personalas;
3) neleistinas CPS RO ir nuotoliniu būdu kilnojamų eksperimentinių prietaisų būrys (išleidimas);
4) CPS CR užstrigimas ir netyčinis atjungimas su CPS CR pavaromis.
3.2.1.2. Kritinis mazgas turi turėti išorinį (paleidimo) neutronų šaltinį, kurio intensyvumas turi būti parinktas taip, kad išorinio neutronų šaltinio įvedimas į kritinį mazgą be branduolinio kuro kartu padidėtų CPS rodmenys. paleisti kanalus bent 2 kartus.
3.2.1.3. Kritiniame mazge, kuriame nuolat yra vidinis neutronų šaltinis (radionuklidas, savaiminis dalijimasis, fotoneutronas ir kt.), išorinio neutronų šaltinio nebuvimas leidžiamas, jei CS projekte parodyta, kad būtina kontroliuoti kritinio mazgo būsena užtikrinama vidiniu neutronų šaltiniu.
3.2.1.4. Kuro elementai (kuro rinkiniai), kurie skiriasi branduolinio kuro sodrinimo ar nuklidine sudėtimi, ir neutronų absorberiai turi būti pažymėti (skiriamieji ženklai).
3.2.1.5. Turi būti išnagrinėta galimybė vandeniu užtvindyti kritinę surinkimo patalpą. Jei neatmetama galimybė užtvindyti patalpą ir dėl to padidėja kritinio mazgo Keff, tada kritinio mazgo patalpoje turi būti įrengta vandens signalizacija ir įtaisas, skirtas automatiškai jį pašalinti tuo atveju, jei įjungtų vandens pavojaus signalą. suveikia.
3.2.2. Įkrovos ir eksperimentiniai įrenginiai
3.2.2.1. Įkrovos ir eksperimentinių įrenginių konstrukcija turėtų atmesti galimybę neteisėtai pakeisti kritinio mazgo reaktyvumą.
3.2.2.2. Branduolinio kuro pakrovimui naudojamų įrenginių konstrukcija ir tarpusavio išdėstymas turi atmesti galimybę juose susidaryti kritinė masė.
3.2.2.3. Jei įkrovos ar eksperimentiniai įrenginiai gali padidinti kritinio mazgo reaktyvumą daugiau nei 0,3 Veff, tada juos naudojant turėtų būti užtikrintas laipsniškas reaktyvumo didinimas, kai reaktyvumo padidėjimo greitis yra ne didesnis kaip 0,03 Veff / s.
Laipsniškas priemonių, turinčių įtakos reaktyvumui, judėjimas turėtų užtikrinti reaktyvumo padidėjimo kaitą, o po to daroma pauzė. Kiekvieną veiksmą turi inicijuoti operatorius.
3.2.2.4. Kritinių mazgų, kuriuose yra skysčių, atveju turėtų būti numatytas nuotolinis kritinio mazgo partijos užpildymas skysčiu ir (arba) nuotolinis skysčio pašalinimas, jei pripildant kritinį mazgą skysčiu arba pašalinus skystį padidėja reaktyvumas.
3.2.2.5. Ryšiai, dozavimo įtaisai ir kita įranga, skirta skysčiui tiekti į kritinį mazgą, turi užkirsti kelią savaiminiam jų prisipildymui skysčiu dėl sifono ar kitokio poveikio ir skysčio patekimo į CS patalpas normalios eksploatacijos metu ir normalios eksploatacijos pažeidimų, įskaitant projektinės avarijos.
3.2.2.6. Skysčio tiekimo į kritinį mazgą linijose ir skysčio nuleidimo linijose turi būti įtaisas, kuris sustabdo skysčio tiekimą ir išleidimą pasirodžius A3 signalui, stebint, ar į kritinį mazgą nepatenka skysčio. užtikrinta.
3.2.2.7. Pakrovimo ir eksperimento įrenginių funkcijas leidžiama atlikti vienu įrenginiu, jei CS konstrukcija užtikrina ir pateisina saugaus veikimo ribų ir sąlygų pažeidimo nebuvimą dėl šio derinio.
3.2.3. Valdymo sistemos normaliam darbui
3.2.3.1. Kaip įprasto veikimo valdymo sistemų dalis turėtų būti CPS dalis, kuri užtikrina neutronų srauto tankio (galios) valdymą ir kritinio mazgo galios valdymą. Nurodytoje CPS dalyje turėtų būti:
1) RR RR ir, jei reikia, RR AR, naudojami kritiniam mazgui pasiekti reikiamą galios lygį ir palaikyti tam tikrą galią, taip pat numatytam CS išjungimui;
2) RC RO naudojamas kompensuoti kritinio mazgo reaktyvumo ribą ir planuojamą CS išjungimą;
3) pavarų RO RR, RO AR, RO KR padėties stebėjimo ir valdymo sistema;
4) apkrovos ir eksperimentinių įrenginių pavarų padėties ir valdymo sistema (jei reikia);
5) ne mažiau kaip du nepriklausomi kanalai neutronų srauto tankiui stebėti indikaciniais prietaisais, o bent vienas neutronų srauto tankio stebėjimo kanalas turi numatyti galimybę laiku fiksuoti kritinio mazgo neutronų srauto tankio pokyčius;
6) kanalas, skirtas neutronų srauto tankio didinimo greičio (periodo) valdymo indikatoriumi;
7) saugai svarbių kritinio surinkimo technologinių sistemų parametrų stebėjimo kanalai;
8) reaktyvumo valdymo kanalas (jei reikia);
9) išorinio neutronų šaltinio valdymo sistema.
3.2.3.2. Normalaus veikimo valdymo sistemos neutronų srauto tankio valdymo diapazonas turėtų apimti visą kritinės surinkimo galios kitimo diapazoną, nustatytą pagal CS projektą.
Padalijus neutronų srauto tankio stebėjimo diapazoną į kelis pogrupius, podiapazonių persidengimas turėtų būti numatytas bent per vieną dešimtmetį.
3.2.3.3. Turi būti pateikiamas garsinis kritinio mazgo galios lygio indikatorius. Garso indikatoriaus signalai turi būti aiškiai girdimi kritinėse surinkimo patalpose ir CS valdymo kambaryje.
3.2.3.4. Kiekvieno iš RO PP ir RO AR efektyvumas neturėtų viršyti 0,7 Veff.
3.2.3.5. RR RR, RR AR, RR CR turi užtikrinti bent 1 % kritinio mazgo su užsuktu RR A3 subkritiškumą (Keff e 0,99).
3.2.3.6. Pavaros RO RR, RO AR, RO KR turi turėti tarpinės padėties ir galinių padėčių indikatorius.
3.2.3.7. Nuotoliniu būdu valdomi pakrovimo ir eksperimentiniai įrenginiai turi turėti ribinius jungiklius ir, jei reikia, tarpinės padėties indikatorius.
3.2.3.8. Įprasto veikimo valdymo sistemos turi generuoti bent šiuos signalus į valdymo tašką (konsolę):
1) įspėjimas (šviesa ir garsas) – kai kritiniai surinkimo parametrai artėja prie A3 nustatymų ir pažeidžiamos normalios darbo sąlygos;
2) rodyklė - informuojanti apie nuotoliniu būdu valdomų reaktyvumo įtakos priemonių padėtį ir apie įtampos buvimą CPS maitinimo grandinėse.
3.2.3.9. Įprasto veikimo valdymo sistemos neapima:
1) teigiamo reaktyvumo įpurškimas didesniu nei 0,07Beff/C greičiu;
2) teigiamo reaktyvumo įvedimas judinant RR RR, RR AR, RR CR arba nuotoliniu būdu valdomus pakrovimo ir eksperimentinius įtaisus bei kitas reaktyvumo įtakos priemones, jei RC A3 neužkimštas;
3) teigiamo reaktyvumo įvedimas įtakojant reaktyvumą, atsiradus įspėjamiesiems signalams apie neutronų srauto tankį arba neutronų srauto tankio didėjimo greitį (periodą), arba per kanalus, skirtus technologinių sistemų, svarbių technologinių sistemų parametrams, stebėjimui. COP sauga;
4) teigiamo reaktyvumo įvedimas veikiant reaktyvumui, kai trūksta elektros energijos tiekimo reaktyvumui didinti naudojamų tarpinės kūno padėties rodiklių grandinėse arba avarinio ir perspėjimo signalizacijos grandinėse;
5) nuotolinis reaktyvumo padidinimas vienu metu iš dviejų ar daugiau darbo vietų dviem ar daugiau asmenų dviem ar daugiau būdų (neįskaitant reaktyvumo padidėjimo dėl kritinio mazgo šerdies šildymo-aušinimo).
3.2.3.10. Įprasto veikimo valdymo sistemose turi būti:
1) RC RO, kurio efektyvumas didesnis nei 0,7 Veff, laipsniškas reaktyvumo didinimas ne daugiau kaip 0,03 Veff/C ir žingsnio dydis ne didesnis kaip 0,3 Veff;
2) galimybė nutraukti RO CR pavarų variklių, kurių efektyvumas didesnis nei 0,7 Veff, maitinimo grandinę nuo COP valdymo centro, o variklių maitinimo grandinės pertrauka neturėtų turėti įtakos galimybė pervesti kritinį mazgą į subkritinę būseną signalu A3;
3) esant signalui A3, automatinis reaktyvumo padidėjimo nutraukimas nuotoliniu būdu valdomais pakrovimo ir eksperimentiniais prietaisais ir būtini atvejai- automatinis reaktyvumo sumažinimas dėl apkrovos ar eksperimentinių įrenginių;
4) visų tipų šviesos ir garso signalų veikimo tikrinimas.
3.2.3.11. Sugedus neutronų srauto tankio arba neutronų srauto tankio didėjimo greičio (periodo) stebėjimo kanalui, turi būti generuojamas signalas į CS valdymo tašką ir gedimo registracija bei įspėjamasis signalas apie turi būti sugeneruotas tokio kanalo gedimas.
3.2.3.12. Jei CS naudojamas automatinis galios valdiklis, CS projekte turėtų būti nustatytas ir pagrįstas kritinio mazgo, kuriame reguliavimą atlieka AR, galios diapazonas, automatinės galios valdymo sistemos charakteristikos, įvertinimas klaida palaikant reikiamą galios lygį, ir parodyti galios savaiminių svyravimų nebuvimą.
3.2.3.13. Kritinio mazgo ir pagrindinių CS sistemų valdymas turėtų būti vykdomas iš CS valdymo centro, kuris turi dvipusį garsiakalbį ryšį su kritine surinkimo patalpa ir, jei reikia, su kitomis CS patalpomis. CS. COP valdymo taške turi būti telefono ryšys.
3.3. Apsaugos sistemos
3.3.1. Avarinės apsaugos ir kitos išjungimo sistemos
3.3.1.1. CS, kaip CPS dalies, dizainas turėtų numatyti A3 CS.
3.3.1.2. A3 turi turėti bent du nepriklausomus A3 RO (A3 RO grupes).
3.3.1.3. Ant signalo A3, neatsižvelgiant į vieną efektyviausių RO A3 (grupė RO A3), turi būti pateiktas ne mažesnis kaip 1Veff neigiamas reaktyvumo įėjimas. Šio reaktyvumo įvedimo laikas neturi viršyti 1 s, skaičiuojant nuo to momento, kai pavojaus signalas sugeneruojamas bet kuriuo apsaugos kanalu.
3.3.1.4. Bendras visų RO A3 efektyvumas turi būti ne mažesnis už bendrą visų RO AP ir RO PP efektyvumą.
3.3.1.5. RO A3 turi turėti galinės padėties indikatorius.
3.3.1.6. A3 turi būti suprojektuotas taip, kad pradėtas apsauginis veiksmas būtų atliktas visiškai ir būtų stebimas saugos funkcijos vykdymas (sustabdymas pavojaus signalui arba signalui apie gedimą apsaugos kanale).
3.3.1.7. RO A3, įvykus pavojaus signalui, turi būti automatiškai aktyvuojamas iš bet kurios padėties, o bet kurioje jo judėjimo dalyje RO A3 turi būti aprūpintas neigiamo reaktyvumo įvestimi, o neigiamas reaktyvumas turi būti įvestas maksimaliu įmanomu greičiu ir kitais CPS RP .
3.3.1.8. A3 turi atlikti saugos funkciją nepriklausomai nuo CPS maitinimo būsenos.
3.3.1.9. Be avarinio kompresorinės stoties išjungimo, RO A3, jei reikia, gali būti naudojamas suplanuotam kompresorinės stoties išjungimui.
3.3.1.10. Be A3, CS konstrukcijoje gali būti numatytos kitos CS išjungimo sistemos, kurios aktyvuojamos automatiškai arba nuotoliniu būdu.
3.3.1.11. Bendras CS išjungimo sistemų efektyvumas turi viršyti kritinio mazgo reaktyvumo ribą.
3.3.2. Saugos valdymo sistema
3.3.2.1. CS konstrukcijoje turėtų būti numatyta valdymo saugos sistema, kuri valdytų išjungimo sistemas, kai jos atlieka nustatytas funkcijas.
3.3.2.2. Bet koks valdymo saugos sistemos gedimas, pabloginantis jos veikimą, turi lemti A3 veikimą ("saugaus gedimo" principas).
3.3.2.3. Valdymo saugos sistemoje turėtų būti bent trys nepriklausomi apsaugos kanalai, įskaitant du apsaugos kanalus pagal neutronų srauto tankį ir apsaugos kanalą pagal neutronų srauto tankio didėjimo greitį (periodą).
3.3.2.4. Renkantis valdymo saugos sistemos neutronų srauto detektorių jautrumą ir vietą, būtina užtikrinti A3 veikimo galimybę pasiekus kritinę būseną ir esant bet kokiai kritinės surinkimo galios vertei nurodytame diapazone. CS projektas.
3.3.2.5. Jeigu saugos valdymo sistemoje naudojami apsauginiai kanalai, veikiantys ribotuose neutronų srauto tankio matavimo poribose, poribos turi sutapti bent per vieną dešimtmetį. Matavimo pogrupių perjungimas turi būti automatinis ir netrukdyti formuotis A3 signalui.
3.3.2.6. Apsauginių kanalų matavimo dalių konstrukcinių, elektrinių ar funkcinių derinių su valdymo kanalų matavimo dalimis projektuojant CS atveju turi būti įrodyta, kad toks derinys neturi įtakos galimybei A3 saugos funkcijoms atlikti.
3.3.2.7. Teigiamo reaktyvumo įpurškimo greitis įjungiant RO A3 neturi viršyti 0,07 Veff/C.
3.3.2.8. Valdymo saugos sistema turi bent jau neįtraukti RO Platoon A3, jei:
1) išorinis neutronų šaltinis nėra CS projekte nurodytoje padėtyje (išorinio šaltinio padėtis gali būti nurodyta eksperimentų darbo programoje);
2) RO PP, RO AP ir RO CR nėra ant apatinių galinių jungiklių;
3) yra įspėjamieji signalai apie technologinių sistemų parametrus.
3.3.2.9. Jei reikia sugrupuoti RC A3, kai RC RC nėra visiškai įvestas į kritinio mazgo branduolį, tokio RC A3 būrio poreikis ir saugumas turėtų būti pagrįstas projektuojant CS.
3.3.2.10. Saugos valdymo sistema turi užtikrinti, kad A3 veiktų bent šiais atvejais:
1) pasiekti A3 nustatymą bet kuriame iš trijų apsaugos kanalų, nurodytų 3.3.2.3 punkte;
2) bet kurio iš trijų apsaugos kanalų, nurodytų 3.3.2.3 punkte, gedimas arba neveikimas;
3) technologinių sistemų parametrams nustatytų taškų A3 pasiekimas;
4) signalų iš eksperimentinių įrenginių, kuriems reikia išjungti COP, atsiradimas;
5) personalui inicijavus paleidimą A3 atitinkamais mygtukais;
6) CPS maitinimo sutrikimas, įskaitant valdymo kanalų arba apsaugos kanalų neutronų srauto detektorių maitinimo šaltinius.
3.3.2.11. Naudojant impulsinį neutronų generatorių, greitai judantį neutronų šaltinį ir kitus COP įrenginius, kurie keičia neutronų srauto tankį ir gali sukelti A3 aktyvavimą pagal neutronų srauto tankio padidėjimo greitį (periodą), bet ne pakeisti reaktyvumą, laikinai išjungti (blokuoti) pavojaus signalą neutronų srauto tankio didėjimo greičiu (laikotarpiu), jei vienu metu įvykdomi šie reikalavimai:
1) išjungimas (blokavimas) atliekamas iš COP valdymo taško mygtuku, kuris uždraudžia bet kokiu būdu padidinti reaktyvumą;
2) COP valdymo poste yra numatyta signalizacija A3 signalo atjungimui (blokavimui) pagal neutronų srauto tankio didėjimo greitį (periodą).
3.3.2.12. Apsaugos kanalų diagnostika turėtų būti pateikiama kartu su informacijos apie CS valdymo taško gedimus išvestimi.
3.3.2.13. Pasirinktos A3 kontrolinės vertės ir išjungimo sąlygos turėtų užkirsti kelią saugaus veikimo ribų pažeidimams, kai:
1) avarinis neutronų srauto tankio lygio nustatymas neturi viršyti 120 % vertės, atitinkančios didžiausią leistiną galią;
2) avarinis nustatymas neutronų srauto tankio didėjimo laikotarpiui turi būti ne mažesnis kaip 10 s.
3.3.2.14. Valdymo saugos sistema turi generuoti avarinius šviesos ir garso signalus į kompresorinės stoties valdymo tašką, informuojant operatorių apie A3 veikimą.
3.3.2.15. Turėtų būti numatyta galimybė avariniu būdu išjungti kompresorių stotį iš mygtukų A3, esančių kompresorių stoties valdymo kambaryje ir kritinėje surinkimo patalpoje.
3.3.2.16. Turi būti įrengta avarinė sirena, kuri įspėtų personalą apie įvykusią branduolinę avariją.
4. Branduolinės saugos užtikrinimas kritinio objekto paleidimo ir eksploatacijos metu
4.1. Bendrieji reikalavimai
4.1.1. Eksploatacinės organizacijos nustatyta tvarka turėtų būti nustatytos eksploatacinės organizacijos pareigūnų ir struktūrinių padalinių teisės ir pareigos užtikrinant CS branduolinę saugą, o CS vadovas, pamainos viršininkai (budintys moksliniai vadovai) CS dispečerinės operatoriai (inžinieriai) ir prireikus vadovaujantys fizikai, o pareigybių aprašymuose turi būti apibrėžtos jų teisės ir pareigos užtikrinant CS branduolinę saugą.
4.1.2. Kitų padalinių ir organizacijų darbuotojai kartu su kompresorinės stoties personalu gali dalyvauti kontroliuojant fizinį kompresorinės stoties paleidimą ir tolesnį eksploatavimą, įskaitant eksperimentinius tyrimus, kompresorinės stoties remontą ir priežiūrą. Veikianti organizacija turėtų užtikrinti organizacinių ir administracinių dokumentų, nustatančių priėmimo į darbą tvarką, dalyvaujančių darbuotojų teises ir pareigas, išdavimą.
4.1.3. Eksploatuojanti organizacija turi patvirtinti CS galiojančių nuostatų ir instrukcijų sąrašą, užtikrinti CS plėtojimą ir prieinamumą. reikiamus dokumentus, įskaitant suplanuotų saugai svarbių sistemų prevencinių ir remonto darbų grafikus bei CS saugos sistemų bandymų ir veikimo patikrų grafikus. Rekomendacijos dėl CK dokumentacijos sąrašo turinio branduolinės saugos užtikrinimo požiūriu pateiktos 1 priede.
4.1.4. CS turi būti eksploatuojamas pagal CS eksploatavimo vadovą, CS sistemų eksploatavimo instrukcijas, branduolinės saugos užtikrinimo instrukcijas branduolinio kuro saugojimo, papildymo ir transportavimo į SK metu, kuriose turi būti nurodytos branduolinės saugos užtikrinimo priemonės. .
Šie dokumentai turėtų būti tikslinami, atsižvelgiant į sukauptą kompresorinės stoties eksploatavimo patirtį, naujų norminių dokumentų įvedimą, kompresorinės stoties technologinių sistemų ir įrangos pokyčius, ir peržiūrimi ne rečiau kaip kartą per penkerius metus.
4.1.5. Eksploatuojanti organizacija turi užtikrinti, kad personalas būtų laiku supažindintas su visais CS dokumentacijos pakeitimais, įskaitant CS saugos analizės ataskaitos (toliau – CS SAR) ir CS naudojimo vadovo pakeitimus, padarytus remiantis patikros rezultatais. fizinis paleidimas.
4.1.6. Branduoliniam pavojingumui pavojingų operacijų, kurios nuolat kartojamos KS, atlikimo technologija, kai yra žinomas eksperimentiškai nustatytas reaktyvumo pokytis šios veiklos metu, gali būti įtraukta į CS operatyvinę dokumentaciją.
4.1.7. CS naudojamų organizacinių ir techninių priemonių pakankamumas branduolinei saugai užtikrinti turi būti pagrįstas CS SAR.
4.2. Kritinio stendo paleidimas
4.2.1. Eksploatuojančiai organizacijai priėmus eksploatuoti CS patalpas, sistemas ir įrangą, CS pasirengimą fiziniam paleidimui turi patikrinti eksploatuojančios organizacijos įsakymu paskirta branduolinės saugos komisija.
4.2.2. Branduolinės saugos komisija tikrina:
1) bendrųjų ir privačių kokybės užtikrinimo programų reikalavimų vykdymas statant CS ir pradedant eksploatuoti;
2) CS sistemų bandymų ataskaitų ir paleidimo užbaigimo sertifikatų prieinamumas;
3) nustatytų organizacinių ir techninių priemonių KS branduolinei saugai užtikrinti įgyvendinimas;
4) personalo pasirengimas pradėti darbą pagal KS fizinio paleidimo kontrolės programą, įskaitant personalo branduolinės ir radiacinės saugos atestavimo rezultatus.
4.2.3. Pašalinus branduolinės saugos komisijos nurodytus trūkumus, eksploatuojanti organizacija turi duoti nurodymą atlikti kontrolinį fizinį KS paleidimą.
4.2.4. Kontrolinio fizinio CS paleidimo darbai turi būti atliekami pagal eksploatuojančios organizacijos patvirtintą valdymo fizinio paleidimo programą.
4.2.5. CS valdymo fizinio paleidimo programoje turi būti nustatyta kritinio mazgo branduolio apkrovimo branduoliniu kuru tvarka, kritinės būsenos pasiekimo tvarka, eksperimentinių tyrimų seka, taip pat priemonės branduolinei saugai užtikrinti kiekviename. valdymo fizinio paleidimo etapas.
4.2.6. Branduolinio kuro pakrovimas į kritinio mazgo šerdį turėtų prasidėti nuo išorinio neutronų šaltinio įvedimo į kritinį mazgą, patikrinant A3 reaktoriaus veikimą ir vėlesnį jų įjungimą.
4.2.7. A3 prietaisai turi būti nustatyti į minimalius neutronų srauto tankio ir neutronų srauto tankio didėjimo greičio apsaugos nustatymus.
4.2.8. Branduolinio kuro pakrovimas į kritinės agregato šerdį ir vėlesnis išėjimas į kritinę būseną turi būti lydimas atgalinės atskaitos kreivės, pagrįstos mažiausiai dviejų kanalų rodmenimis, skirtais stebėti neutronų srauto tankį, o bent dvi atgalinės atskaitos kreivės turi turėti „saugus kursas“ ir turi būti laikomasi šių reikalavimų:
1) pirmoji pakrauto branduolinio kuro dalis neturi viršyti 10 % projektinės apkrovos vertės, atitinkančios kritinę būseną;
2) antroji dalis turi būti pakrauta paėmus rodmenis iš neutronų srauto tankio valdymo prietaisų ir neturėtų viršyti pirmosios;
3) kiekviena paskesnė pakrauto branduolinio kuro dalis neturi viršyti 1/4 vertės, likusios iki minimalios apkrovos vertės, ekstrapoliuotos iš kritinę būseną atitinkančios atgalinės atskaitos kreivės;
4) pasiekus Keff reikšmę ~ 0,98 (neutronų dauginimo koeficientas ~ 50), reikia įvertinti CPS RO efektyvumą.
Atgalinės atskaitos kreivės taip pat turėtų būti sudarytos po branduolinio kuro pakrovimo, jei pakrovimas buvo atliktas „sausame“ kritiniame mazge ir kritinė būsena pasiekiama tam tikru moderatoriaus lygiu.
4.2.9. Tolesnis pakrovimas ir vėlesnis išėjimas į kritinę būseną gali būti atliekamas vienu iš dviejų būdų:
1) netolinio kritinės masės padidėjimo atveju:
kritinio mazgo reaktyvumas turi būti sumažintas įvedant CPS RO taip, kad jo absoliuti vertė ne mažiau kaip 2 kartus viršytų planuojamą reaktyvumo padidėjimą;
atlikti numatytą papildomą apkrovą, po kurios darbuotojai turi palikti kritinę susirinkimų patalpą, o techninėmis priemonėmis turi būti pašalinta galimybė padidinti reaktyvumą bet kokiu nuotoliniu būdu valdomu įrenginiu, kai atidarytos kritinės surinkimo patalpos durys;
nuotoliniu būdu, laipsniškai didinant reaktyvumą reikšme, neviršijančia 0,3Veff, didinti reaktyvumą RO CR ir RO RR pagalba, kol kritinis mazgas pasieks kritinę būseną;
nepasiekus kritinės būsenos, pakartokite ankstesnes operacijas;
2) naudojant nuotoliniu būdu valdomus krovimo įrenginius, pakrovimas turi būti atliekamas ne didesnėmis kaip 0,3 Veff porcijomis, o reaktyvumo prieaugis ne didesnis kaip 0,03 Veff/S.
4.2.10. Pasibaigus kontroliniam fiziniam paleidimui, aktyviosios zonos komponentai, įskaitant branduolinį kurą, moderatorių ir reflektoriaus elementus, kurie nebuvo naudojami formuojant kritinį mazgą, turi būti perduoti saugojimui, kad būtų išvengta neteisėto jų naudojimo, jei jie bus toliau naudojami. Eksperimentų darbo programoje nesitikima naudoti.
4.2.11. Remiantis kontrolinio fizinio paleidimo rezultatais, turi būti surašytas aktas.
4.2.12. Remiantis CS projektu ir aktu, pagrįstu kontrolinio fizinio paleidimo rezultatais, turi būti išduotas CS pasas. CS pase turėtų atsispindėti pagrindiniai kritinių mazgų, kurie turėtų būti tiriami CS, parametrai, saugos sistemų sudėtis ir charakteristikos, taip pat eksperimentiškai patvirtinti arba patikslinti kontrolinio fizinio paleidimo rezultatai, skaitinės vertės. projekte nustatytų eksploatacinių ribų, užtikrinančių CS saugumą. Rekomenduojama CC paso forma pateikta 2 priede.
4.2.13. COP saugai svarbios sistemos ir COP parametrai turi atitikti COP pasą; kitu atveju pasas turi būti išduotas iš naujo.
4.2.14. Atsižvelgiant į CS konstrukcijos pakeitimus, padarytus pradedant eksploatuoti CS, turi būti pakoreguota eksploatacinė dokumentacija ir CS SAR, o po to CS turi būti pradėtas eksploatuoti eksploatuojančios organizacijos nurodymu.
4.3. Kritinio stendo veikimas
4.3.1. Paleidimo ir maitinimo režimas
4.3.1.1. CS veikimas paleidimo režimu ir veikimas esant galiai turėtų būti vykdomas pagal eksploatacinės organizacijos patvirtintą pagrindinę eksperimentų programą ir atsižvelgiant į CS parametrų ir techninių charakteristikų atitiktį paso duomenis.
4.3.1.2. Vadovaujantis pagrindine eksperimentų programa tam tikram darbo etapui ar rūšiai, turi būti parengtos eksperimentų darbo programos. Eksperimentų darbo programose turėtų būti:
1) eksperimentinio darbo sąrašas ir metodai;
2) skaičiuojami kritinių parametrų įverčiai ir tikėtino reaktyvumo poveikio įverčiai;
3) branduolinės saugos užtikrinimo priemonės.
4.3.1.3. Darbo pamainoje organizavimas CS veikimo paleidimo režimu ir galios režimu bei eksperimentų atlikimo tvarka turėtų būti nustatyta CS eksploatavimo vadove.
4.3.1.4. Eksploatuojant kompresorinę stotį paleidimo režimu ir veikiant galia, pamainoje turi būti bent pamainos vadovas (darbo vadovas) ir kompresorinės stoties valdymo centro operatorius (inžinierius).
4.3.1.5. Prižiūrinčio fiziko įtraukimas į pamainos sudėtį nėra būtinas, jei atliekant eksperimentus su kritiniu mazgu, kurio numatoma reaktyvumo riba yra ne didesnė kaip 0,7 Veff, reaktyvumo pakeitimas atliekamas tik nuotoliniu būdu perkeliant CPS. RO ir eksperimentiniai prietaisai, kurių efektyvumas anksčiau buvo nustatytas eksperimentiniu būdu. Darbų, kurie atliekami neįtraukiant vadovaujančio fiziko į pamainos sudėtį, sąrašas turėtų būti apibrėžtas CS naudojimo vadove.
4.3.1.6. Pakeitimo programoje turi būti:
1) darbų atlikimo seka ir technologija;
2) technines ir organizacines priemones darbų saugai užtikrinti;
3) skaičiuojami (eksperimentiniai) atliekamo darbo reaktyvumo poveikio įverčiai ir numatoma Keff (subkritiškumo) vertė juos užbaigus;
4) leistinus kritinius surinkimo galios lygius ir leistiną minimalų galios didinimo laikotarpį;
5) pamainos personalas.
4.3.1.7. CS valdymo punkto operatorius (inžinierius) privalo patikrinti CS sistemų, įskaitant ir A3 sistemos, darbingumą.
CS sistemų veikimo tikrinimo metodika ir apimtis turėtų būti nustatyti CS naudojimo vadove. Galios valdymo kanalų ir apsaugos kanalų veikimas turėtų būti patikrintas naudojant neutronų šaltinį.
4.3.1.8. Patikrinus CS sistemų veikimą, operatyviniame pamainų žurnale turi būti padarytas įrašas apie A3 sistemos veikimo patikrinimo rezultatus, nustatytų A3 nustatymų reikšmes, radiacinės situacijos būseną ir parengtį. CS eksploatacijai.
4.3.1.9. Kritinio mazgo išėjimas į maitinimą, kaip taisyklė, turėtų būti vykdomas mažiausiai 20 s.
4.3.1.10. Jei reikia atlikti eksperimentinius tyrimus CS, kai kritinio mazgo galios didinimo laikotarpis yra mažesnis nei 20 s, tokio darbo poreikis turėtų būti pagrįstas darbo programoje ir turėtų būti numatytos papildomos priemonės branduolinei saugai užtikrinti. nustatyta pamainos programoje.
4.3.1.11. Jei kritinio mazgo parametrų stebėjimo prietaisai duoda prieštaringus rodmenis, kritinis mazgas turi būti nedelsiant perkeltas į subkritinę būseną, kad būtų nustatytos neatitikimo priežastys.
4.3.1.12. Jei eksperimento metu paaiškėjo aplinkybės, į kurias neatsižvelgė pamainos programa, eksperimentas turi būti sustabdytas, o pamainos programa ir, jei reikia, darbo programa eksperimentai turėtų būti patobulinti ir pakartotinai patvirtinti.
4.3.1.13. Eksperimente nenaudojami kritinio mazgo vienetai ir dalys turėtų būti laikomi tokiose vietose, kur negalima jų naudoti be leidimo.
4.3.1.14. Iš naujo nustatyti kritinę masę ant kritinio mazgo, kurio kritiniai parametrai anksčiau buvo nustatyti eksperimentiniu būdu, leidžiama atlikti iki Keff ~ 0,98 porcijomis (pakopomis), nustatytomis pamainos programoje. Tolesnis šerdies apkrovimas turėtų būti atliekamas pagal 4.2.9 pastraipą.
4.3.1.15. Kritinės masės padidėjimas pasikeitus šerdies arba atšvaito geometrijai arba medžiagos sudėčiai po kritinio CS mazgo modernizavimo arba modifikavimo turėtų būti atliekamas atsižvelgiant į 4.2.8, 4.2 punktų reikalavimus. 9.
4.3.1.16. Įjungimo ir veikimo režimas esant galiai laikomas baigtu užtikrinus ne mažiau kaip 2% kritinio mazgo subkritiškumą (Keff ё 0,98), išjungus CPS RO pavarų, eksperimentinių ir pakrovimo įrenginių maitinimą bei kitas reaktyvumą veikiančias priemones. .
4.3..1.17. Įvykus nelaimingam atsitikimui kompresorių stotyje, pamainos personalas turėtų vadovautis veiksmų planu (instrukcija) darbuotojų (personalo) apsaugai įvykus nelaimingam atsitikimui kompresorių stotyje, kuris nustato darbuotojų (personalo) veiksmus. ) įvykus avarijai kompresoriaus stotyje, kai vienas iš prioritetinių veiksmų turėtų apimti kritinio mazgo perkėlimą į subkritinę būseną bet kuriuo iš galimų nuotolinių metodų (jei tai neįvyko automatiškai).
4.3.1.18. Įvykus avarijai kompresorinėje, draudžiama atidaryti CPS įrangą ir keisti A3 nustatymus, kol nebus gautas atitinkamas nurodymas iš eksploatuojančios organizacijos vadovybės.
4.3.2. Laikino sustabdymo režimas
4.3.2.1. Eksploatuojant CS laikino išjungimo režimu prie kritinio mazgo, turi būti užtikrintas bent 2% subkritiškumas (Keff ё 0,98), nepriklausomai nuo RO A3 padėties.
4.3.2.2. Visi darbai kritinėje surinkimo patalpoje po CS perjungimo į laikino išjungimo režimą, įskaitant techninės priežiūros darbus, planinius remontus, saugai svarbių sistemų testavimą ir veikimo patikrinimą bei CS aprūpinimą naujais eksperimentiniais įrenginiais. pamainos ir (ar) techninės priežiūros personalas, prižiūrimas pamainos vadovo ir pagal pamainos programą, surašytą veiklos žurnale.
4.3.2.3. Atlikus saugai svarbių sistemų elementų techninę priežiūrą, remontą ar pakeitimą, reikia patikrinti jų veikimą ir atitiktį projektinėms vertėms.
4.3.2.4. Atliekant pavojingus branduolinius darbus kritiniame mazge, turi būti užtikrinta galios lygio ir galios didėjimo greičio kontrolė, o A3 reaktorius turi būti įjungtas ir nustatyti minimalūs neutronų srauto tankio ir neutrono kitimo greičio nustatymai. srauto tankis turėtų būti nustatytas A3 įrenginiuose.
4.3.2.5. Situacijos, kai branduoliniam pavojingumui pavojingi darbai kritiniame mazge atliekami be CR A3 būrio, turėtų būti apibrėžtos CS eksploatavimo vadove, o kritinio mazgo būklės stebėjimas normalios eksploatacijos valdymo sistemos kanalais turėtų būti privalomas.
4.3.2.6. Jei darbas CS nėra susijęs su kritinio mazgo reaktyvumo ribos pasikeitimu arba yra eksperimentinis patvirtinimas, kad dėl planuojamo darbo sumažės reaktyvumo atsarga, tada pamainos skirti nereikia, o dirbti. kritinių susirinkimų patalpoje turi būti atliekama dalyvaujant ne mažiau kaip dviem darbuotojams, užsiregistravusiems veiklos žurnale apie apsilankymo kritinio susirinkimo patalpoje fakto ir darbų vykdytojų pakeitimą.
4.3.3. Ilgo sustabdymo režimas
4.3.3.1. Prieš priimdama sprendimą perkelti CS į ilgalaikio išjungimo režimą, eksploatuojanti organizacija turi parengti priemones, kurios užtikrintų CS saugumą šiuo režimu ir užkirstų kelią priešlaikiniam saugai svarbių sistemų elementų veikimo praradimui, įskaitant koroziją. kuro apvalkalai ir kuro rinklių korpusai, esantys kritiniame mazge arba skliautuose.
4.3.3.2. Prieš pradedant CS darbą ilgalaikio išjungimo režimu, turi būti užtikrintas bent 5% CS subkritiškumas (Keff d 0,95) ir atmesta galimybė tiekti maitinimą į CPS RO pavaras, eksperimentinius ir pakrovimo įrenginius. .
4.3.3.3. CS ilgo išjungimo režimas turi būti įvestas eksploatuojančios organizacijos įsakymu.
4.3.3.4. Kompresoriaus stoties, kuri yra ilgalaikio išjungimo režimu, būklės stebėjimo apimtis ir dažnumas turi būti nustatytas kompresorinės stoties naudojimo instrukcijoje.
4.3.3.5. COP, kuris yra ilgalaikio išjungimo režimu, paruošimo darbui paleidimo režimu ir veikimui esant galiai procedūra turėtų būti nustatyta specialia programa.
4.3.4. Galutinio sustabdymo režimas
4.3.4.1. CS galutinio išjungimo režimu eksploatuojanti organizacija turi atlikti organizacines ir technines priemones, skirtas CS paruošti eksploatavimo nutraukimui, įskaitant branduolinio kuro iškrovimą iš kritinės agregato šerdies ir branduolinio kuro bei kitų branduolinių medžiagų pašalinimą iš CS aikštelės.
4.3.4.2. Prieš eksploatacinės organizacijos vadovui patvirtinus Branduolinio kuro ir kitų branduolinių medžiagų pašalinimo iš CS aikštelės darbų atlikimo aktą, techninės priežiūros apimties ir CS darbuotojų skaičiaus mažinimas neleidžiamas. .
4.4. Branduolinių medžiagų tvarkymas
4.4.1. Branduolinės medžiagos CS turi būti laikomos patalpose, nustatytose CS projekte ir atitinkančiose galiojančių branduolinio kuro saugojimo ir transportavimo branduolinės energetikos objektuose saugos taisyklių reikalavimus.
4.4.2. Visi darbai su branduolinėmis medžiagomis CS turi būti atliekami dalyvaujant ne mažiau kaip dviem darbuotojams.
4.4.3. Laikant branduolines medžiagas laikinosiose (eksploatacinėse) ir nuolatinėse saugyklose, turėtų būti numatytas stacionarus kuro strypų, kuro rinklių, konteinerių su branduolinėmis medžiagomis ir kt. išdėstymas, kuris pašalina jų netyčinio judėjimo galimybę ir užtikrina
Keff e 0,95 normaliai eksploatuojant ir kilus projektinėms avarijoms, nulemtoms KS projekto (įskaitant, kai saugykla yra užliejama vandeniu).
4.4.4. CS projekte turėtų būti numatyta, o CS SAR turėtų pateikti pagrindimą, kodėl laikinoji saugykla, esanti kritinėje surinkimo patalpoje, neturi įtakos kritinio mazgo veisimosi savybėms.
4.4.5. CS, kur pagal eksperimentų sąlygas būtina atlikti kuro rinklių surinkimą ir (ar) permontavimą, šiems darbams atlikti turi būti įrengtos atitinkamos darbo vietos. Jei reikia, šiose darbo vietose turėtų būti įrengta signalizacija, kad įvyktų savaime išsilaikanti grandininė branduolio dalijimosi reakcija.
4.4.6. Darbų su branduoliniu kuru atlikimo tvarka ir priemonės branduolinei saugai užtikrinti tiek branduolinio kuro saugyklose, tiek kuro rinklių surinkimo ir (ar) surinkimo vietose turi būti apibrėžtos Branduolinės saugos užtikrinimo saugojimo, transportavimo ir perkrovimo metu instrukcijose. branduolinį kurą CS ir turi atitikti norminiuose dokumentuose nustatytus reikalavimus, susijusius su branduolinės saugos užtikrinimu tvarkant branduolines medžiagas.
5. Kritinio stendo saugai svarbių sistemų (elementų) pakeitimų įvedimo tvarka
5.1. Siekdama pagrįsti siūlomus CS saugai svarbių sistemų (elementų) pakeitimus, eksploatuojanti organizacija turi atlikti analizę, kurios tikslas – nustatyti galimų avarijų inicijinius įvykius dėl planuojamų CS pakeitimų, ir, atsižvelgiant į naują inicijuojančių įvykių sąrašą, analizuokite CS saugumą.
5.2. Remiantis analizės rezultatais (žr. 5.1 punktą), būsimus pokyčius būtina priskirti vienai iš šių kategorijų:
1) rekonstrukcija - saugai svarbių sistemų (elementų) pakeitimai, dėl kurių keičiamas projektinių avarijų inicijavimo įvykių sąrašas ir neprojektinių avarijų sąrašas, nustatytas anksčiau CS projekte, taip pat sąrašas. ir saugaus veikimo ribų ir sąlygų vertes, kurioms reikia sukurti naują CS SAR;
2) modernizavimas - CS sistemų ir elementų pakeitimai, dėl kurių reikia koreguoti KS saugiam darbui ribas ir sąlygas bei įvesti CS SAR pakeitimus (atskiros keitimas arba papildomų sistemų įrengimas ir () arba) elementai);
3) kritinio mazgo modifikavimas (perstatymas ar keitimas), atsižvelgiant į CS projekte numatytus ir CS SAR pagrįstus kritinių mazgų parametrus;
4) saugai svarbių sistemų ir elementų pakeitimai, nekeičiantys nustatytų ribų ir sąlygų saugiam kompresorinės stoties darbui;
5) pakeitimai, kurie neturi įtakos COP saugai.
5.3. Rekonstruojant kompresorių stotį, turi būti parengtas kompresorinės stoties projektas, o rekonstruotos kompresorinės stoties projektavimas ir paleidimas – naujai statomai kompresorinei nustatyta tvarka.
5.4. CS modernizavimas turėtų apimti šiuos pagrindinius etapus:
1) CS projektinės dokumentacijos pakeitimų rengimas ir jų derinimas (jei reikia) su CS projekto rengėjais;
2) MS SAR pakeitimų įvedimas;
3) įrangos gamyba, montavimas ir testavimas;
4) operatyvinės dokumentacijos pakeitimų darymas;
5) personalo mokymas.
5.5. Kritinio mazgo modifikavimas (perstatymas ar pakeitimas), numatytas CS projekte ir pagrįstas CS SAR, turi būti atliekamas eksploatuojančios organizacijos nustatyta tvarka.
5.6. Pakeitimai, susiję su keičiamų dalių pakeitimu konstrukciniai elementai sistemos ir eksperimentiniai prietaisai turi būti įvedami CS projekte ir CS naudojimo vadove nustatyta tvarka ir su sąlyga, kad šis pakeitimas nepakeis saugaus veikimo ribų ir (ar) sąlygų ir atitiks OOB KS nagrinėtų galimų avarijų pasekmių analizės rezultatai.
5.7. Pakeitimai, neturintys įtakos COP saugai, turėtų būti atliekami eksploatuojančios organizacijos nustatyta tvarka, o COP dokumentacijoje turi būti atspindėti visi atlikti pakeitimai ir pagrįsti jų klasifikacija kaip pakeitimai, neturintys įtakos saugai.
6. Taisyklių laikymosi kontrolė
Eksploatuojanti organizacija turi užtikrinti nuolatinę Taisyklių laikymosi kontrolę ir ne rečiau kaip kartą per metus branduolinės saugos komisijos atliekamą COP branduolinės saugos būklę tikrinti. Audito rezultatai turi atsispindėti metinėje CS branduolinės ir radiacinės saugos būklės vertinimo ataskaitoje.
1. Techninis projektas ir kt techninę dokumentaciją CS, įskaitant saugai svarbių sistemų ir elementų aprašymus, pasus, brėžinius ir diagramas.
2. CS naudojamų branduolinių objektų saugos norminių dokumentų sąrašas.
3. Ataskaita apie COP saugos pagrindimą.
4. CS valdymo fizinio paleidimo programa.
5. Veikti pagal kontrolinio fizinio paleidimo rezultatus.
6. Eksperimentų darbo programos.
7. Bendrosios ir privačios CS kokybės užtikrinimo programos.
8. COP veikimo vadovas.
9. CS sistemų ir įrangos eksploatavimo instrukcijos.
10. Darbuotojų (personalo) apsaugos įvykus nelaimingam atsitikimui kompresorinėje stotyje veiksmų planas (instrukcija).
11. Branduolinio kuro saugojimo, transportavimo ir perkrovimo COP branduolinės saugos užtikrinimo instrukcijos.
12. Eksploatacinė dokumentacija (eksploatacinės pamainos žurnalas, kernų apkrovos kartogramų žurnalai ir kt.).
13. Kompresorių stoties paleidimo eksploatuoti užbaigimo aktas.
14. Aktai ir protokolai periodinis testavimas CS sistemos, svarbios saugai.
15. Branduolinės saugos komisijos aktai.
16. Eksploatuojančios organizacijos vadovo įsakymas dėl kompresorinės stoties paleidimo.
17. COP darbuotojų pareigybių aprašymai.
18. CK galiojančių nuostatų ir nurodymų sąrašas.
19. CS pamaininio personalo atestavimo įrašai.
20. Įsakymai (įsakymų išrašai) dėl Konstitucinio Teismo personalo skyrimo.
21. Leidimai dėl personalo teisės vykdyti darbus atominės energijos naudojimo srityje.
federalinė tarnyba
už aplinkosaugos, technologinę ir branduolinę priežiūrą
FEDERALINĖS NORMOS IR TAISYKLĖS
BRANDUOLINĖS ENERGIJOS NAUDOJIMO SRITYJE
Patvirtinta
dekretas
Federalinė tarnyba
apie aplinką,
technologinės
ir branduolinę priežiūrą
2005-12-20 Nr.15
ĮRENGINIŲ BRANDUOLINĖS SAUGOS TAISYKLĖS
BRANDUOLINIO KURO CIKLAS
NP-063-05
Maskva 2005 m
Šios federalinės normos ir taisyklės „Branduolinio kuro ciklo objektų branduolinės saugos taisyklės“ nustato branduolinės saugos užtikrinimo reikalavimus naudojant, apdorojant, saugant ir transportuojant branduolines skiliąsias medžiagas branduolinio kuro ciklo objektuose, taip pat branduolinės saugos reikalavimus taikomoms technologijoms. procesai ir įranga, branduolinio kuro ciklo įrenginių projektavimas.
Išleistas pirmą kartą*.
Sukurta remiantis Rusijos Federacijos norminiais teisės aktais, federalinėmis normomis ir taisyklėmis, taip pat TATENA rekomendacijomis (saugos leidinių serija Nr. 110 „Branduolinių įrenginių sauga“), rekomendacijomis.EBPONEA– Ekonominio bendradarbiavimo ir plėtros organizacijos Branduolinės energijos agentūra („Branduolinio kuro ciklo sauga“).
Norminis dokumentas priimtas teisinė ekspertizė Rusijos teisingumo ministerija (Rusijos teisingumo ministerijos 2006 m. vasario 28 d. raštas Nr. 01/1498-ЕЗ).
_________________
*Reglamentinis dokumentas buvo parengtas Branduolinės ir radiacinės saugos moksliniame ir techniniame centre (STC NRS), dalyvaujant Dubovenko A.S., Iryushkin V.M., Kislov A.I. (Rostekhnadzor), Kaliberdy I.V., Popykina A.I., Slutsker V.P., Stroganova A.A. (STC NRS), Shvedova M.O. („Rosatom“), Ryazanova B.G., Sviridova V.I. (SSC RF "IPPE"), Valeeva A.N. (SSC RF "NIIAR"), Porodnova P.T. (UAB "TVEL"), Romanova A.V. (UAB "MSZ"), Dolbysheva V.V. (FGUP "GSPI"), Kirillova G.T. (FGUP "SKHK"), Nezhelsky Yu.V. (FGUP "PA "Mayak"), Nikolaeva V. E. (FGUP "UEIP"), Tataurova A. L. (FGU RRC "Kurchatovo institutas"), Chvankina E. V. (FGUP "VNIINM").
„Rosatom“, FSUE PA Mayak, FSUE GCC, FSUE SCC, FSUE UEIP, JSC MSZ, UAB TVEL komentarai; Rusijos Federacijos valstybinis tyrimų centras IPPE, FSUE VNIINM, FSUE GI „VNIPIET“, FSUE „OKBM, pavadintas I.I. Afrikantovas, Rusijos Federacijos valstybinis mokslo centras "NIIAR", UAB "NZHK", FSUE "GSPI", FSUE "NII NPO "Luch", UAB "Sverdnihimmash".
Turinys
|
|
Santrumpų sąrašas
OOB - saugos analizės ataskaita
NFCF - branduolinio kuro ciklo įrenginys
SAS SCR - sistema signalizacija apie savaime išsilaikančios dalijimosi grandininės reakcijos atsiradimą
SCR - savaime išsilaikanti skilimo grandininė reakcija
televizoriai - kuro rinkinys
kuro strypas - kuro elementas
YA - branduolinė avarija
YADM (V, N) - branduolinė skilioji medžiaga (medžiaga, nuklidas)
NHL - branduolinio pavojaus zona
YAO - branduolinė pavojinga zona
NFC - branduolinio kuro ciklas
konvencijos
Į - neutronų dauginimo koeficientas
Į ∞ yra begalinės vienalytės terpės arba be galo pasikartojančios gardelės neutronų dauginimo koeficientas
Į ef yra efektyvusis neutronų dauginimo koeficientas
M h - branduolinio kuro įkrovimo greitis (konfigūracija) (B, N)
M n - NDM kaupimo greitis (B, N)
H h – NDM žymių rodiklis (B, N)
Su n - NDM (N) arba NDM (B) koncentracijos greitis
Su - NDM (N) arba NDM (B) koncentracija
D - rutulio, cilindro skersmuo
M - NDM masė (V, N)
n - tam tikro branduolinės saugos parametro saugos koeficientas
T - sluoksnio storis
V - tūris
Branduolinės saugos parametrų verčių indeksai C, D, M, T, V
b – saugi branduolinės saugos parametro vertė
e – leistina branduolinės saugos parametro reikšmė
cr – kritinė branduolinės saugos parametro reikšmė
n - branduolinės saugos parametro slenkstinės reikšmės indeksas
Terminai ir apibrėžimai
Šiame dokumente galioja šie terminai ir apibrėžimai.
Saugos įranga (B tipo įranga) - įranga, konstrukcija, geometrinės ypatybės ir konstrukcinės medžiagos pašalina savaiminio dalijimosi grandininės reakcijos (SFR) galimybę normalios eksploatacijos metu, taip pat bet kokių inicijuojančių įvykių metu, į kuriuos buvo atsižvelgta projektuojant branduolinio kuro ciklo įrenginį.
Saugus parametras (saugi branduolinės saugos parametro reikšmė): saugi masė MB, saugi koncentracija Šešt, saugus tūris Vb, saugus skersmuo Db arba saugaus sluoksnio storio Tb) - nagrinėjamos sistemos, kurioje yra NDM, branduolinės saugos parametro vertė (B, N), in n kartų mažesnė už atitinkamo minimalaus kritinio tos pačios sistemos parametro reikšmę. Saugus parametras turi pateikti vertes Į efsistemos ne daugiau kaip 0,95.
Medžiagos masės drėgnumas (%) - vandens masės, esančios medžiagos tūrio vienete, ir visos medžiagos masės tam tikrame tūrio vienete santykis, padaugintas iš 100.
Medžiagai, kurioje yra įvairių vandenilio junginių, leidžiama naudoti sąvoką "ekvivalentinė drėgmė", lygi masės dalis vandenilis, išreikštas procentais ir padaugintas iš 9.
Pakavimo grupė - pakuočių rinkinys, kurį galima saugoti ar gabenti neribojant jų tarpusavio išdėstymo arba riboto tarpusavio išdėstymo, kurį turi užtikrinti pakuotės komplekte esančios techninės priemonės.
Leistinas pakuočių skaičius - didžiausias pakuočių skaičius, kurį leidžiama sudėti į grupę ar krūvą.
Galiojantis parametras (leistina branduolinės saugos parametro vertė): leistina masė (leistinas kiekis apskaitos vienetams) M d, leistinas tūris V d, leistinas skersmuo D d arba leistinas sluoksnio storis T d - nagrinėjamos sistemos branduolinės saugos parametro, kuriame yra NDM, reikšmė (V, N), in n kartų mažesnė už tos pačios sistemos atitinkamo kritinio parametro reikšmę. Galiojantys parametrai turi pateikti vertes Į sistemos eff yra ne didesnis kaip 0,95.
Viena nesėkmė - gedimas, vieno elemento gedimas.
Branduolinės saugos išvada - techninis dokumentas, kuriame nustatytos konkrečios įrangos ir (ar) technologinio proceso branduolinės saugos sąlygos ir parametrai, transportavimo sąlygos, saugojimo vietos, siekiant užtikrinti branduolinę saugą tais atvejais, kai šios sąlygos ir parametrai šiai įrangai ir (ar) technologiniam procesui. nėra nustatytos norminiais dokumentais.
neutronų moderatorius - medžiaga, kuri efektyviai sulėtina didelės energijos neutronus.
Šaltinis įvykis - pavienis NFC objekto technologinių sistemų (elementų) gedimas, vieno branduolinės saugos parametro nukrypimas, išorinis įvykis arba darbuotojo (personalo) klaida, dėl kurios pažeidžiamas normalus eksploatavimas ir gali būti padarytas pažeidimas. saugaus eksploatavimo ribų ir (ar) sąlygų. Pradinis įvykis apima visas dėl jo atsiradusias priklausomas gedimus.
konservatyvus požiūris - požiūris, kai, analizuojant NFCF technologinių sistemų, elementų, procesų saugą, imamasi parametrų ir jų charakteristikų vertės ir ribos, kurios akivaizdžiai lemia nepalankesnius rezultatus.
Apsauginis konteineris - pakuočių rinkinys, kurio konstrukcija ir apkrovos apribojimas užtikrina neutronų sąveikos tarp NDM (B) arba tokiuose pakuočių rinkiniuose esančių jų pagrindu pagamintų gaminių sumažinimą tiek, kad vertė Į Sistemos sf iš bet kokio tokių paketų skaičiaus normaliai veikiant neviršija 0,95.
saugos faktorius - nustatoma minimali koeficiento reikšmė n(Žr. saugaus parametro ir galiojančio parametro apibrėžimus), naudojamus saugiam arba galiojančiam parametrui apibrėžti.
dauginimo koeficientas yra bendro neutronų, pagamintų sistemoje per nagrinėjamą laiko intervalą dėl branduolio dalijimosi, skaičiaus ir neutronų, paliekančių šią sistemą dėl absorbcijos ir nuotėkio per tą patį laiko intervalą, skaičiaus santykis. Jeigu Į apibrėžta begalinei terpei arba be galo pasikartojančiai gardelei, ji vadinama begalinės terpės dauginimo koeficientu Į∞, o baigtinių matmenų terpei – efektyviuoju daugybos koeficientu Į ef.
Kritinis parametras (branduolinės saugos parametro kritinė vertė): kritinė masė (apskaitos vienetų skaičius) M kr, kritinė koncentracija Su cr, kritinis tūris V cr, kritinis skersmuo D cr arba kritinio sluoksnio storis T kr - sistemos parametro, kuriame yra NDM (V, N), reikšmė, atitinkanti efektyvųjį daugybos koeficientą Į sistemos eff, lygus 1.
Neutronų moderatoriaus masės dalis medžiagoje - kiekis, apibrėžiamas kaip neutronus mažinančių nuklidų masės ir medžiagos masės santykis.
Nuklidų masės koncentracija yra nuklidų masė tirpalo ar mišinio tūrio vienete.
Nuklido masės dalis medžiagoje - vertė, apibrėžta kaip nuklido masės ir medžiagos masės santykis.
Minimalus kritinis parametras - mažiausia iš nagrinėjamos sistemos kritinio parametro verčių visame jo pokyčių diapazone.
Įkėlimo greitis (konfigūracija) - branduolinio kuro masė (V, N), kurią leidžiama krauti į įrenginius, atskirą konteinerį, pakuotę ir kt.
Žymių rodiklis - NDM masė (V, N), kurią leidžiama kauptis technologiniuose įrenginiuose, viršijančias nustatytas apkrovos greičio, koncentracijos greičio ribas, dėl neišleistų tūrių, kritulių susidarymo, nuosėdų ant paviršiaus. įranga.
Koncentracijos greitis - NDM masės koncentracija (V, N), kuriai esant NDM (V, N) leidžiama apdoroti įrenginiuose, taip pat laikyti ar gabenti pakuotėse.
Taupymo norma - NDM masė (V, N), kurią leidžiama kaupti pagalbinėje įrangoje (filtruose, komunikacijose, spąstuose ir kt.), t.y. įrenginiuose, į kuriuos NDM (V, N) pagal technologinį procesą neturėtų būti kraunamas, bet gali patekti šios įrangos veikimo metu.
Pavojinga įranga (O tipo įranga) - įranga, kuri nėra saugos įranga (žr. apibrėžimą „Saugi įranga (B tipo įranga)“);
Įranga su padidintu saugos koeficientu (PKZ tipo įranga) - pavojingi įrenginiai, kurių konstrukcijos ypatumai, dirbant su NDM (V, N) duomenimis, suteikia minimalios kritinės masės vertę, viršijančią ne mažiau kaip 5 kartus mažiausią kritinę masę tam pačiam NDM (V, N), tačiau sistema, turinti rutulio formą su pilnu atšvaitu ir kuriai nustatyti padidinti saugos koeficientai.
Neutronų reflektorius (atšvaitas) - sistemos dalis, kurioje NAM (B, N) nėra, bet kuri gali grąžinti neutronus į sistemos dalį, kurioje yra NAM (B, N).
Branduolinės saugos parametras: branduolinio įrenginio įrenginių vidinių paviršių apriboto sluoksnio tūris, skersmuo, storis, į branduolinio įrenginio įrenginius įpilto ar joje esančio branduolinio kuro masė (B); NDM (H) koncentracija NDM (B) ir neutronų absorberių bei moderatorių kiekis jame; urano sodrinimas, NDM (B) nuklidų sudėtis; drėgmė NDM (V) (vandenilio kiekis); branduolinio įrenginio įrangos ir aplinkos charakteristikos, lemiančios neutronų atspindžio sąlygas (projektas, geometrija, naudojamos konstrukcinės medžiagos, sugeriančių įdėklų buvimas ir kt.); atstumas tarp įrangos dalių - fizinis dydis (parametras), kurio vertei, siekiant užtikrinti branduolinę saugą, yra nustatytas apribojimas.
Branduoliniams įrenginiams ir pakuočių rinkiniams, kurių konstrukcijose yra pasikartojančių elementų (pavyzdžiui, kameros ir kanistrai, skirti atskiroms branduolinio kuro rinkelėms talpinti juos laikant ir gabenant pakuotėje, branduolinių medžiagų pakuočių kaminai ir kt.), taip pat branduolinės saugos parametrai. įtraukti pasikartojančių elementų skaičius; atstumas (gardelės žingsnis) tarp gretimų elementų ašių .
Perkrova - saugių, leistinų branduolinės saugos parametrų verčių viršijimas:
Saugios ar leistinos branduolinio kuro masės (V, N) viršijimas daugiau kaip 1,4 karto;
Saugios NDM (H) koncentracijos viršijimas daugiau nei 1,1 karto.
Neutronų absorberis Neskilusi medžiaga, sugerianti neutronus.
Branduolinės saugos parametro slenkstis (parametro slenkstis, slenksčio parametras) - viršutinė (apatinė) branduolinės saugos parametro vertės riba, kuri neturėtų būti pažeista normaliai eksploatuojant,
Priešavarinė situacija - BJFB būklė, kuriai būdingas saugaus eksploatavimo ribų ir (ar) sąlygų pažeidimas, kuris nevirto branduoline avarija,
Parametrų ribinė vertė (ribinis parametras) - branduolinės saugos parametro vertė galimame jo pasikeitimo diapazone, kurioje (tam tikroms kitų sistemos branduolinės saugos parametrų vertėms, įvykiams iš projekte numatytų) sistemos daugiklis arba įranga pasiekia aukščiausią vertę.
Savaime išsilaikanti branduolio dalijimosi grandininė reakcija - nuklidų branduolio dalijimosi procesas, kurio metu branduolio dalijimosi procese susidarančių neutronų skaičius per bet kurį laiko tarpą yra lygus neutronų, kurie išnyksta iš sistemos dėl nuotėkio ir absorbcijos per tą patį laiką, skaičius arba didesnis už jį. intervalas.
Sistema (šiam dokumentui) - elementų, turinčių NDM (V, N), rinkinys, kurio geometrija, medžiaga ir nuklidų sudėtis atsižvelgiama į branduolinės saugos pagrindimą.
Apsaugos sistema - techninių priemonių rinkinys, skirtas aptikti SCR ir duoti avarinius signalus apie būtinybę evakuoti darbuotojus iš branduolinės pavojingos zonos.
Sistema be reflektoriaus - sistema, kurioje atšvaito įtaka kritinių parametrų vertei savo atspindžiu prilygsta sandariai priglundančiam plieniniam arba vandens atšvaitui, kurio storis ne didesnis kaip 3 mm.
Neutronų izoliuota sistema (neutronų izoliuota sistema) – sistema, kuriai neutronų sąveikos su bet kokia aplinka įtaka efektyvaus neutronų dauginimo koeficiento vertei gali būti nepaisoma.
Sistema su vardiniu reflektoriumi - sistema su sandariai priglundančiu atšvaitu, pagamintu iš 25 mm storio vandens. Sistema, kurioje atšvaitų įtaka kritinių parametrų vertei savo atspindžiu prilygsta sandariai priglundančiam atšvaitui iš vandens, kurio storis didesnis nei 3 mm ir ne didesnis kaip 25 mm, turėtų būti laikoma sistema su vardinis atšvaitas,
Tolimojo atšvaito sistema - sistemai, kuriai ji yra konstruktyvi, techninių priemonių pagalba ar jos išdėstymu atmetama galimybė priartėti prie atšvaitų mažesniu atstumu nei nurodyta.
Sistema su visa radiacine apsauga - sistema, kurios apsauginiai elementai sumažina joje atsiradusią greitosios neutronų ir gama spinduliuotės dozę iš SCR su 10 18 padalų skaičiumi iki mažesnės nei 0,1 Gy vertės, o izoliaciniai elementai neleidžia radioaktyviųjų aerozolių patekimas į aptarnaujamas patalpas iki mažesnės nei 0,01 3v dozės gavimo lygių per 1 valandą nuo SCR pradžios.
Pilna atšvaitų sistema - sistema su sandariai priglundančiu 25 cm storio vandens atšvaitu. Reikėtų atsižvelgti į sistemą, kurioje atšvaitų įtaka kritinių parametrų vertei savo atspindžiu prilygsta sandariai prigludusiam atšvaitui iš vandens, kurio storis didesnis nei 25 mm. sistema su pilnu atšvaitu. Sistemos su atšvaitais, kurie atspindi labiau nei pilnas atšvaitas, turėtų būti nurodytos branduolinės saugos dokumentuose.
Transportavimo pakavimo rinkinys (pakavimo rinkinys) - konstrukcinių elementų kompleksas (rinkinys), skirtas NDM (B) transportavimui ir (arba) saugojimui, įskaitant, jei reikia, vieną ar daugiau talpyklų, sorbuojančių medžiagų, tarpinių konstrukcijų, radiacinės apsaugos įtaisų, aušinimo ir šilumos izoliacijos, smūgio sugėrikliai ir pan., būtini, kad pakuotė atitiktų saugos reikalavimus.
Pakavimas (pakavimas NDM (V) - pakavimo rinkinys su įdėtu branduoliniu kuru (B).
Grotelių žingsnis - atstumas tarp gretimų pakuočių, kuro elementų, kuro rinklių ašių, esančių plokščios taisyklingos gardelės mazguose arba tarp komponentų, esančių tūrinių taisyklingų gardelių mazguose, centrų.
Krūva pakuočių - pakuočių rinkinys, kurį galima laikyti kartu, atsižvelgiant į nustatytus apribojimus, susijusius su abipusiu pakuočių išdėstymu, naudojant technines priemones, kurios nėra pakuotės komplekto dalis (stelažai, spaustukai, žymėjimai ir kt.).
Branduolinė pavojaus zona - gamybos plotas su NDM (B), kurio ribose momentinės mišrios neutronų ir gama spinduliuotės iš SCR, kurios dalijimosi skaičius yra 10 18, sugertoji dozė gali būti didesnė nei 0,1 Gy.
Branduolinė skilioji medžiaga (medžiaga) - medžiaga (medžiaga), kurioje yra pavojingų branduolinių daliųjų nuklidų NDM (N), dirbant su kuriais neatmetama SCR atsiradimo galimybė.
Branduoliams pavojingas skilusis nuklidas - skilusis nuklidas, kurio buvimas medžiagoje neatmeta galimybės, kad tvarkant šią medžiagą gali atsirasti SCR.
Pavojinga branduolinė zona - NFCF padalinys (cechas, aikštelė, skyrius, skyrius, laboratorija, saugykla) arba gamybinė patalpa, kurioje atliekamas bet koks NDM (V, N) tvarkymas - plutonis, uranas-233, uranas, kurio sodrinimas urano-235 nuklidas yra didesnis nei 1% (masės), jei bendra plutonio ir urano-233, urano-235 nuklidų masė, esanti bet kuriuo metu šis vienetas, viršija 300 g.Branduolinė pavojinga aikštelė apima visus padalinio gamybos įrenginius ir atskirus padalinio pastatus, kuriuose yra arba gali būti branduolinis kuras (V, N).
Padalinys, kuriame dirbama su NFM (V, N) daugiau kaip 300 g, nėra branduolinis objektas, jeigu jis pagal Branduolinės saugos išvadą yra išbrauktas iš branduolinių objektų sąrašo.
1. Tikslas ir apimtis
1.1. Šios federalinės normos ir taisyklės „Branduolinio kuro ciklo objektų branduolinės saugos taisyklės“ (toliau – Taisyklės) nustato:
Branduolinės saugos užtikrinimo pagrindinės nuostatos ir bendrieji reikalavimai, taip pat NFM (V, N) naudojimo, apdorojimo, laikymo ir transportavimo NBK aikštelėje terminai ir apibrėžimai;
Branduolinės saugos užtikrinimo reikalavimai, įgyvendinami projektuojant, statant, pradedant eksploatuoti, eksploatuoti ir išmontuojant branduolinius įrenginius ir branduolinių medžiagų saugyklas;
Branduolinės saugos parametrų stebėsenos metodų ir priemonių reikalavimai.
1.2. Šios taisyklės taikomos:
Suprojektuoti, pastatyti, eksploatuoti ir nutraukti branduolinio kuro ciklo (NFC) įrenginiai, įskaitant:
Statiniai, kompleksai, įrenginiai, skirti naudoti, apdoroti ir transportuoti NDM (V, N) (įskaitant sublimacijos gamybą, urano izotopų atskyrimą, kuro gamybą, chemijos ir metalurgijos gamybą, radiocheminį apdorojimą, NDM (V) saugyklas, esančias branduolinio įrenginio teritorija, numatyta branduolinio įrenginio projekte),
Taip pat stacionarūs įrenginiai ir statiniai, skirti NDM (V) saugoti, įskaitant įrenginius ir statinius, esančius branduolinio įrenginio teritorijoje ir nenumatytus branduolinio įrenginio projekte; stacionarūs įrenginiai ir statiniai, skirti radioaktyviosioms atliekoms, kuriose yra NDM (B), saugoti;
Mokslinių tyrimų organizacijos (institutai, laboratorijos), naudojantys NDM (B) mokslinių tyrimų ir plėtros darbe;
Projektavimo, inžinerijos ir kitos organizacijos (išskyrus statybas), apimančios padalinius, susijusius su technologijų kūrimu, įrangos, transporto priemonių ir pakavimo rinkinių, skirtų NFM (V) naudojimui, perdirbimui, saugojimui ir transportavimui, projektavimu, metodų ir priemonių kūrimu. branduolinės saugos parametrų stebėjimui, NFFC procesų valdymo sistemoms, avarinės signalizacijos sistemoms, skirtoms SCR atsiradimui, branduolinių įrenginių ir branduolinių medžiagų saugyklų projektavimui.
1.3. Šios taisyklės netaikomos:
Ant konstrukcijų ir kompleksų su branduoliniais reaktoriais, įskaitant atomines elektrines, laivus ir kitas vandens transporto priemones, erdvėlaivius ir orlaivius, kitas transporto priemones ir transporto priemones, statinius ir kompleksus su pramoniniais, eksperimentiniais ir mokslinių tyrimų branduoliniais reaktoriais, kritinius ir subkritinius branduolinių bandymų įrenginius, įrenginius ir įrenginius su branduoliniai užtaisai taikiems tikslams ir kiti branduoliniai įrenginiai su valdymo ir apsaugos sistemomis, branduolinių elektrinių šviežio ir panaudoto branduolinio kuro saugyklos, eksperimentiniai ir tyrimų reaktoriai;
Uraną ir plutonį naudojančioms, perdirbančioms, sandėliuojančioms ir gabenančioms organizacijoms ir jų padaliniams, jeigu bendra urano-233, urano-235 ir plutonio masė bet kuriuo metu neviršija 300 g;
Organizacijos ir jų padaliniai, tvarkantys uraną, kurio sodrinimas urano-235 izotopu neviršija 1 % (masės), išskyrus atvejus, kai NAM (V) yra kuro rinklių, kuro strypų, granulių pavidalu;
Atskiro NKFB padaliniams, nustatyta tvarka iš branduolinių objektų sąrašo neįtrauktiems BJFF eksploatuojančiai organizacijai arba organizacijai, kuri atlieka darbus ir teikia paslaugas veikiančiai organizacijai NKF eksploatuoti;
Branduolinio kuro (V) gabenimui už NFCF aikštelių.
2. Branduolinio kuro ciklo objektų branduolinės saugos užtikrinimo bendrieji reikalavimai
2.1. Branduolinio kuro naudojimo, perdirbimo, laikymo ir transportavimo metu BKF branduolinės saugos užtikrinimas (B) – tai sąlygų sudarymas ir palaikymas:
JA (SCR atsiradimo) prevencija;
Maksimalus galimas JA pasekmių sunkumo sumažinimas.
2.2. Technologijų kūrimas, įrangos projektavimas, projektavimas, statyba, paleidimas, eksploatavimas ir eksploatacijos nutraukimas turi būti vykdomi pagal toliau išvardytus pagrindinius branduolinės saugos užtikrinimo reikalavimus;
SCR atsiradimo prevencija tiek įprastomis sąlygomis, tiek esant bet kokiam pradiniam įvykiui, nagrinėtam saugos byloje (daugiau nei vieno inicijuojančio įvykio atvejais turėtų būti numatytos priemonės branduolinės avarijos pasekmių sunkumui sumažinti);
Nekontroliuojamų ir neteisėtų NFM (V) apdorojimo, kaupimo, judėjimo, perdavimo ir transportavimo atvejų prevencija;
Branduolinės saugos sąlygų ir reikalavimų, reglamentuojamų projektavimo ir proceso dokumentuose, branduolinės saugos norminiuose dokumentuose (taisyklėse, instrukcijose, proceso reglamentuose), pažeidimų prevencija tiek normalios eksploatacijos metu, tiek inicijuojant avarijas. orientacinis sąrašas inicijuojantys įvykiai pateikti );
Pirmenybė teikiama saugios įrangos (B tipo įrangos), techninių priemonių ir automatikos įrangos naudojimui;
Branduolinės saugos parametrų valdymo (daugiausia automatinio) įgyvendinimas kartu su blokatoriais;
Konservatyvaus požiūrio taikymas branduolinės saugos pagrindime.
2.3. Efektyvus neutronų dauginimo koeficientas Į ef kaip ir bet kuri atskira įranga, kurioje yra NDM (V, N), ir bet kuri neutronų izoliuota sistema kaip visuma turi būti palaikoma žemiausiu įmanomu lygiu ir neturėtų viršyti 0,95 normaliai veikiant ir 0,98, jei pažeidžiami įprastiniai operacija (vienas gedimas arba darbuotojų klaida).
2.4. SCR atsiradimo prevencija dirbant su NDM (B, N) pasiekiama taikant apribojimus ir priemones, išvardytas 2.4.1–2.4.9 punktuose.
2.4.1. Apribojimai, taikomi įrangos geometrinei formai ir matmenims (įskaitant NDM (B) laikymo elementus);
2.4.2. NDM (B) izotopinės ir (arba) nuklidinės sudėties apribojimai;
2.4.3. Vienarūšių ir (arba) nevienalyčių neutronų absorberių naudojimas;
2.4.4. Į įrangą dedamo NDM (B) masės apribojimai, atsižvelgiant į jo izotopinę sudėtį;
2.4.5. NDM koncentracijos ribos (B);
2.4.6. Neutronų moderatorių masės dalių apribojimai NDM (B);
2.4.7. Neutronų atšvaitų ir NFCF įrangos tarpusavio išdėstymo apribojimai;
2.4.8. Organizacinės ir techninės priemonės SCR tikimybei sumažinti;
2.4.9. 2.4.1–2.4.8 punktuose nurodytų apribojimų ir priemonių derinys.
2.5. Jei įranga turi apdoroti skirtingos izotopinės ir (ar) nuklidinės sudėties NAM (B), pavojingiausios sudėties branduolinės saugos apribojimai turi būti nustatyti.
2.6. Saugant ir transportuojant NFM (V, N), SCR atsiradimo prevenciją, be apribojimų ir priemonių, nurodytų 2.4.1 - 2.4.9 punktuose, užtikrina:
Sandėliavimo ir pakuotės dizainas, taip pat pakuočių skaičiaus, išdėstymo ir naudojamų gaisro gesinimo medžiagų apribojimai;
Pakuočių rinkinių ir pakuočių atitikties normalioms eksploatavimo sąlygoms bandymai;
Priemonės, kurių imamasi užtikrinti reikiamą branduolinio kuro (B) ar panaudoto kuro rinklių aušinimą, kad būtų išvengta branduolinio kuro (B) fazinės būklės pokyčių, kuro strypų ar saugyklų ir pakuočių konstrukcinių elementų pažeidimų.
2.7. Branduolinei saugai užtikrinti pakanka nustatyti vieną iš saugių parametrų (įrenginiuose ar saugyklose esančių NAM (H) arba NDM (V) masė, NAM (N) arba NDM (V) koncentracija, skersmuo, storis, tūris, kurį riboja vidiniai įrangos paviršiai) atskiroms įrangos dalims arba saugojimo vienetams.
2.8. Apkrovos, akumuliacijos, klojimo normos, įrenginių geometriniai matmenys gali būti nustatomi pagal leistinus parametrus tik tuo atveju, jei gamybos sąlygos garantuoja nustatytų apribojimų (neutronų stabdančių medžiagų masės dalies, tankio, izotopų ir nuklidų sudėties, neutronų sugertuvų koncentracijos) laikymąsi. Taip pat turėtų būti apibrėžtos pirmiausia techninės priemonės, skirtos stebėti, kaip įrenginiai eksploatuojami papildomi apribojimai, įskaitant valdomų parametrų ir pavarų (blokų, dozatorių, pertraukiklių ir kt.) matavimo priemones.
Priešingu atveju charakteristikos, įrangos parametrai ir standartai turėtų būti nustatyti remiantis saugiomis branduolinės saugos parametrų vertėmis,
2.9. Saugūs ir priimtini atskirų įrenginių parametrai turi būti nustatyti remiantis verte Į eff ne didesnis kaip 0,95, o saugumo koeficientas n turi turėti bent šias reikšmes.
|
Parametras |
saugos faktorius P |
|
Saugus (leistinas) svoris |
2,1 |
|
Saugi koncentracija |
1,3 |
|
Saugus (leistinas) tūris |
1,3 |
|
Saugus (leistinas) skersmuo |
1,1 |
|
Saugus (leistinas) sluoksnio storis |
1,1 |
2.10. PKZ tipo įrangai – minimali saugos koeficiento vertė n lygus 3,3 skaičiuojant saugias mases ir 2,0 skaičiuojant saugias koncentracijas.
2.11. Sandėliuojant ir gabenant branduolinį kurą (B), branduolinės saugos reikalavimų laikymasis atskiram paketui turi būti užtikrinamas nustatant saugų ar leistina vertė vienas iš branduolinės saugos parametrų (NAM masė (B, N), NDF koncentracija (N), skersmuo, sluoksnio storis, tūris).
2.12. Jei NFM (B) saugojimui ir transportavimui naudojami kiti pakuočių rinkiniai, o ne apsauginiai konteineriai, be 2.11 punkto, turi būti laikomasi branduolinės saugos reikalavimų, siekiant apriboti pakuočių grupės (krūvos) dauginimo koeficientą, ribojant pakuočių skaičių grupę (riešą), minimalų atstumą tarp pakuočių, pakuočių grupes (rietuves) ir laikymo sąlygų, krovimo ir transportavimo procedūrų reikalavimus.
2.13. Visais atvejais, kai įmanoma, turi būti naudojama saugi įranga (B tipo), o tais atvejais, kai tai neįmanoma arba nepraktiška, pavojinga įranga su padidintu saugos koeficientu (PKZ tipo įranga).
O tipo įrenginiai gali būti naudojami tik tada, kai B ar PKZ tipo įrenginiai negali būti naudojami dėl jos tinkamos konstrukcijos trūkumo ir (ar) dėl priimtų technologijų ypatumų ir tik kartu su branduolinės saugos parametrų ir kontrolės apribojimais. šiuos apribojimus.
Pavojingų įrenginių, tokių kaip PKZ ir O, naudojimas turi būti pagrįstas projekte ir suderintas nustatyta tvarka.
2.14. Siekiant užtikrinti O tipo įrenginių branduolinę saugą, branduolinės saugos parametrų reikšmė turi būti parenkama atsižvelgiant į jų nustatymo klaidas pagal 2008 m. .
2.15. NFCF eksploatacijos metu turi būti užtikrinta:
Įrangos naudojimo kitiems tikslams draudimas;
Vykdyti (jei reikia) NFCF naudojamų technologinių laikmenų ir medžiagų įplaukų kontrolę;
Technologinės ir pagalbinės įrangos techninė priežiūra projekte nustatytos būklės;
NDM (B) kaupimosi normatyvų neviršijimas pagalbinėje įrangoje (ryšiuose ir pan.), pagamintoje pavojingoje konstrukcijoje.
2.16. Pavojingą įrangą, tokią kaip PKZ ir O, eksploatuoti leidžiama tik tuo atveju, jei kartu su 2.15 punkto reikalavimais laikomasi vieno iš 2.16.1–2.16.4 punktuose išvardytų reikalavimų.
2.16.1. Įrenginyje pakrauto ir (ar) kaupiamo branduolinio kuro (B) masės ribojimas (nustatant krovimo greitį, akumuliavimo ir užpildymo normas), neribojant kitų branduolinės saugos parametrų, jei kaupimo, krovimo ir krovimo normatyvai nustatomi remiantis apie saugias masės vertes.
2.16.2. NDM (N) koncentracijos ribojimas NDM (B), įpiltame į proceso įrangą (nustatant koncentracijos greitį ir NDM (N) įkrovimo greitį, esant tokiai papildomai sąlygai:
Tokios įrangos atsargų kiekis neturėtų viršyti 5 % šios įrangos minimalios kritinės masės;
NDM (N) koncentracijos greitis nustatomas remiantis saugia koncentracija.
NDM (B) masė neribojama.
2.16.3. Branduolinio kuro (B) masės, įpilamo į proceso įrangą ir (ar) sukauptos joje, ribojimas (nustatant pakrovimo ir užpildymo normas, akumuliavimo normas), tuo pačiu metu nustatant vieno ar kelių branduolinės saugos parametrų ribines vertes. šio branduolinio kuro (B, N) (koncentracijos, branduolinio kuro (H) masės dalis branduoliniame kure (B), tankis, medžiagos masės drėgmės kiekis ir kt.), jei pakrovimo ir užpildymo normatyvai nustatomi remiantis leistinos masės vertės, nustatytos ribinėms branduolinio kuro parametrų vertėms (B, H).
2.16.4. Tūrio, skersmens, sluoksnio storio ribojimas vienu ar daugiau branduolinio kuro (B) branduolinės saugos parametrų (branduolinio kuro masės dalies (H), neutronų moderatoriaus, tankio, branduolinio kuro masės drėgmės) vienu metu nustatant ribines vertes ( B) ir tt). Leistini geometriniai įrangos matmenys turi būti nustatyti remiantis ribinėmis NDM parametrų reikšmėmis (B, H). Tokios įrangos pakrovimo, kaupimo, koncentravimo ir žymių normos nenustatytos.
2.17. Jeigu nenutrūkstamo technologinio proceso metu NDM (V, N) perkeliama iš vienos įrangos į kitą, tai;
Perkeliant NDM (V, N) į pavojingus įrenginius iš saugaus ribojimo, šiai saugiai įrangai taip pat turi būti nustatyti branduolinės saugos parametrai;
Perkeliant branduolinį kurą (V, N) iš pavojingų įrenginių į kitus pavojingus įrenginius, leistini (saugūs) parametrai turi būti nustatyti iki mažiausių verčių.
Branduolinės saugos parametrų apribojimai turėtų užtikrinti visos sistemos branduolinę saugą.
2.18. BJFB branduolinė sauga turi būti pagrįsta projektuojant pagal norminius dokumentus ir į ją atsižvelgiama kuriant technologijas ir projektuojant atskirus įrenginius.
2.19. Kuriant technologijas, projektuojant įrenginius, taip pat visuose BJFK gyvavimo ciklo etapuose (projektavimo, statybos, paleidimo, eksploatavimo ir eksploatavimo nutraukimo) metu turi būti užtikrinama reikiama visų su branduoline sauga susijusių darbų kokybė pagal norminius dokumentus.
2.20. Branduoliniame objekte turėtų būti įrengta signalizacijos sistema, įvykus SAS SCR. Jis turi atitikti 2.20.1–2.20.6 punktų reikalavimus.
2.20.1. SAS projektavimo, eksploatavimo, techninių charakteristikų reikalavimus nustato norminiai dokumentai.
2.20.2. NFCF SAS veikimo metu SCR turi būti nuolatinės parengties režimu.
Su sąlyga, kad ne darbo valandomis branduoliniame objekte bus garantuotas darbuotojų nebuvimas ir veikla su NDM (V, N), leidžiama šiam laikui išjungti SAS SCR.
Jei SAS SCR aptinkami gedimai, dėl kurių pažeidžiamos jo funkcijos, darbas su NDM (V, N) turėtų būti nutrauktas. Tęsti darbus leidžiama tik pašalinus SAS SCR gedimus ir sugrąžinus jį į darbinę būklę.
Atkuriant SAS SCR, leidžiama tęsti nenutrūkstamą technologinį procesą, atsižvelgiant į įrenginių išdėstymą. radiacijos stebėjimas ir jų veikimas pagal 2.21 punkto reikalavimą.
2.20.3. Garso ir šviesos signalizacijos įrenginiai turi būti įjungti automatiškai.
2.20.4. Įvykus SCR ir suaktyvinus SAS SCR, avarinis signalas apie būtinybę evakuotis turėtų tęstis net tada, kai užfiksuotos spinduliuotės intensyvumas tampa mažesnis už SAS SCR suveikimo slenkstį. Turi būti rankinis įtaisas SAS SCR avariniam signalui išjungti ribotas priėjimas ir būti už NHL ribų.
2.20.5. Avarinė evakuacija turi būti pakankamo garso stiprumo ir aprėpties. Jei reikia, projekte turėtų būti numatyti keli signalo šaltiniai, išdėstyti taip, kad jis būtų girdimas visuose branduolinės gynybos zonos taškuose, iš kurių būtina evakuoti.
2.20.6. SAS SCR klaidingai teigiamų rezultatų skaičius neturėtų viršyti dviejų kartų per metus.
2.21. Darbuotojams pagal darbo leidimus leidžiama atlikti vienkartines operacijas su NDM (V, N) gamybos vietoje, kurioje neįrengtas SAS SCR.
Atliekant šiuos darbus, turi būti naudojami gama spinduliuotės dozės galios matavimo prietaisai su pavojaus signalu apie nustatytos ribos viršijimą. Tuo pačiu metu darbuotojai turi būti pasirengę nedelsiant evakuoti avarinį signalą.
2.22. Atsisakymo įrengti SAS SCR kriterijus yra šiose Taisyklėse nustatytų branduolinės saugos apribojimų branduoliniams įrenginiams ir saugykloms su branduoliniu kuru (V, N) nebuvimas. Esant tokiems apribojimams, sprendimas atsisakyti įrengti SAS SCR turėtų būti pagrįstas projekte remiantis Branduolinės saugos išvada.
2.23. SAS SCR leidžiama nemontuoti branduoliniuose ginkluose, kurie turi visišką radiacinę apsaugą.
2.24. Esant SCR, branduolinės energetikos objekto darbai turi būti sustabdyti. Sprendimas juos atnaujinti turėtų būti priimtas pašalinus SCR priežastis ir pašalinus jo pasekmes norminių dokumentų nustatyta tvarka.
3. Branduolinės saugos užtikrinimo organizaciniai reikalavimai
3.1. Organizacinės struktūros NFFC branduolinei saugai užtikrinti būtina sukurti visuose NFC valdymo lygiuose.
3.2. FBJF eksploatacinė organizacija arba organizacija, atliekanti darbus ir teikianti paslaugas eksploatuojančiai organizacijai dėl NFFK veiklos, privalo organizuoti branduolinės saugos tarnybą, nepriklausomą nuo padalinių, tiesiogiai atsakingų už produkcijos gamybą.
Mokslinių tyrimų organizacijose leidžiama nekurti branduolinės saugos tarnybos, jeigu yra paskirti asmenys, atsakingi už branduolinės saugos užtikrinimą.
3.3. NKF veiklos organizacija arba organizacija, kuri atlieka darbus ir teikia paslaugas veikiančiai organizacijai, NKF veiklai paskiria reikiamus įgaliojimus turinčius pareigūnus, kuriems veikianti organizacija arba organizacija, kuri atlieka darbus ir teikia paslaugas veikiančiai organizacijai. BJFF veiklai pavestas bendrasis valdymo darbas užtikrinti branduolinę saugą ir atsakomybė už branduolinės saugos užtikrinimą bei tiesiogiai šį darbą organizuojantis ir branduolinės saugos kontrolę vykdantis asmuo.
FBFB struktūrinių padalinių pareigūnų pareigos ir atsakomybė už branduolinės saugos užtikrinimą turėtų atsispindėti atitinkamuose padalinių, skyrių, tarnybų nuostatuose ir pareigybių aprašymuose.
3.4. FBJF eksploatuojanti organizacija arba organizacija, atliekanti darbus ir teikianti paslaugas veikiančiai organizacijai, skirtą NKF veiklai vykdyti, turi parengti branduolinės saugos užtikrinimo darbų organizavimo reglamentą (įmonės standartą), patvirtintą pareigūno, atsakingo už užtikrinimą. branduolinė sauga.
3.5. NKBF eksploatuojanti organizacija ir organizacijos, atliekančios darbus ir teikiančios paslaugas veikiančiai organizacijai, skirtą NKBF eksploatuoti, pagal projektinę dokumentaciją turi turėti kiekvieno NKFB branduolinių objektų sąrašą. Branduolinių ginklų sąrašo sąrašas ir jo sudėties pakeitimai turėtų atsispindėti SAR.
3.6. Gamybos procesų ir atskirų operacijų su NDM (B) technologiniuose reglamentuose turėtų būti skyrius, kuriame atsispindi branduolinės saugos užtikrinimo klausimai (leidžiamos nuorodos į atitinkamą branduolinės saugos instrukcijos skyrių), įskaitant:
Duomenys apie koncentracijų, masių ribines vertes, atsižvelgiant į galimus nukrypimus nuo įprastos technologinio proceso eigos;
Galimų avarinių nukrypimų, dėl kurių gali atsirasti SCR, aprašymas;
Darbuotojų veiksmų nukrypus nuo saugaus technologinio proceso vykdymo ir įvykus nelaimingiems atsitikimams tvarka;
Aparatinės-technologinės schemos.
3.7 Remiantis Branduolinės saugos darbo organizavimo reglamentu, technologiniais reglamentais ir norminiais dokumentais, rengiamos branduolinės saugos instrukcijos. Branduolinės saugos instrukcijoje turėtų būti šie skyriai:
Techninės ir organizacinės priemonės branduolinei saugai užtikrinti, visame tekste nurodant originalų NAM pavadinimą (V, N),
Įrangos, į kurią įkraunamas arba eksploatacijos metu patenka branduolinis kuras (V, N), sąrašas, nurodant aparato (įrenginio) numerį, brėžinio numerį, įrangos tipą (B, PKZ, O), pakrovimo greitį (akumuliacijos greitį) arba koncentracijos greitį, šių standartų skyrimo pagrindas, paklaidos, su kuriomis nustatomi šie parametrai, šių standartų užtikrinimo būdas;
Žymių įkainiai, įrangos valymo, plovimo ir tikrinimo valdymo prietaisais dažnumas ir tvarka, filtrų stebėjimo ir keitimo dažnumas;
Branduolinei saugai užtikrinti naudojamų valdymo priemonių naudojimo tvarka;
NDM (V, N) laikymo, išdėstymo ir transportavimo sąlygos, pakavimo rinkinių sąrašas;
Gaisrų gesinimo patalpose su NDM tvarka ir leistinos priemonės (V, N);
Darbuotojų atsakomybė už branduolinės saugos reikalavimų laikymąsi.
Leidžiama atskiri skyriai instrukcijos išduodamos kaip savarankiškas dokumentas, parengtas ir patvirtintas panašiai kaip ir branduolinės saugos instrukcijos.
3.8. Veiklos organizacijoje ir (ar) organizacijoje, atliekančioje darbus ir teikiančioje paslaugas veikiančiai organizacijai, skirtoje NKBF veiklai, taip pat kiekviename NJFF visais lygiais turi būti organizuojamas ir nuolat vykdomas darbas siekiant tobulinti. darbuotojų saugos kultūrą ir inžinerinius techninius darbuotojus, tiesiogiai atliekančius darbus su NFM (V, N) arba kontroliuojančius darbų teisingumą, įskaitant nustatytų branduolinės saugos reikalavimų laikymąsi.
3.8.1. NFFC ar NFFC padalinių vadovybė turi visapusiškai supažindinti darbuotojus su konkretaus technologinio proceso branduoliniu pavojumi, šio pavojaus šaltiniais (galimomis SCR atsiradimo priežastimis) ir SCR atsiradimo pasekmėmis.
3.8.2. Darbuotojams turėtų būti sudaryta galimybė gauti kvalifikuotų specialistų paaiškinimus juos dominančiais branduolinės saugos klausimais, taip pat, jei pageidaujama, papildomos informacijos ir metodinės medžiagos.
3.8.3. Darbo vietose turi būti pagal branduolinės saugos instrukcijas parengti lankstinukai su NFM (V, N) pakrovimo (surinkimo) normomis.
3.9. KFFK veikianti organizacija arba organizacija, atliekanti darbus ir teikianti jai paslaugas, vadovaudamasi galiojančiais teisės aktais ir norminiais dokumentais, turi parengti priėmimo dirbti su NFM tvarkos reglamentą (V, N).
4. Branduolinės saugos užtikrinimas kuriant technologinius procesus, projektuojant įrangą ir projektuojant branduolinio kuro ciklo įrenginius
4.1. Kuriant NFM (V) naudojimo, apdorojimo, saugojimo ir transportavimo technologinius procesus naujam ir veikiančiam (rekonstruotam ir modernizuotam) NFCF, būtina pašalinti arba sumažinti procesų, dėl kurių gali kauptis NFM (V) įrangos elementus (išskyrus tam skirtus elementus), terminiam ar koroziniam įrangos elementų, įskaitant projektinėje dokumentacijoje numatytus sugeriančius įdėklus, sunaikinimui, taip pat neleisti arba iki minimumo sumažinti sprogių ir degių proceso terpių ir medžiagų naudojimą.
4.2. Konservatyviai nustatant branduolinės saugos parametrų standartus ir ribines vertes, reikia atsižvelgti į įrangos gamybos, korozijos, įrengimo ir įrengimo matmenis leistinus nuokrypius.
4.3. Branduolinio kuro (V) saugojimo ir transportavimo pakuotės komplekto konstrukcija turi būti tokia, kad normalios eksploatacijos metu į jį nepatektų vandens, nepažeistų įprastos eksploatacijos ir neįvyktų projektinės avarijos, jeigu dėl to viršija šiose Taisyklėse nustatytą vertę. Į eff, lygus 0,98.
4.4. Projekte turėtų būti numatytos techninės ir organizacinės priemonės, kurios užkirstų kelią SCR atsiradimui ir apribotų galimas jo pasekmes. Projektuojant turėtų būti numatyta, kad daugiausia būtų naudojama B tipo įranga.
4.5. Saugūs ir leistini įrangos parametrai ir NDM (V, N) turi būti parinkti pagal norminius dokumentus. Jeigu norminiuose dokumentuose jų nėra, jie turi būti pagrįsti projekte ir patvirtinti Branduolinės saugos išvada.
4.6. Projektuojant naujus, rekonstruojant ir atnaujinant esamus NFCF būtina:
Kiek įmanoma apriboti darbuotojų poreikį būti branduolinės sveikatos objektuose, automatizuojant ar mechanizuojant technologinius procesus, tinkamai išdėstant įrangą, darbo vietas, sandėliavimo zonas, naudojimą. biologinė apsauga ir kitos apsaugos priemonės;
Užtikrinti (kai tik įmanoma ir tinkama) automatinį technologinio proceso valdymą ir automatinį branduolinės saugos parametrų valdymą;
Užtikrinti, kad būtų laikomasi reikalavimų, nustatytų ;
Technologines laikmenas, kurios yra neutronų moderatoriai, išdėstyti taip, kad projekte numatytų įvykių atveju šios terpės patektų į artimiausią įrangos aplinką, saugyklas;
Įrenginys išdėstomas taip, kad būtų išvengta arba iki priimtino lygio būtų sumažinta neutronų sąveika tarp skirtingų įrangos dalių su NDM (B);
Pašalinti SCR atsiradimą dėl neutronų sąveikos tarp paketų ir įrangos su NDM (B) transportavimo metu;
Užkirsti kelią pavojingų vandenilio turinčių medžiagų kiekių patekimui į įrenginius, saugyklas, kuriose pagal branduolinės saugos reikalavimus tokių medžiagų neturėtų būti;
Įrenginius išdėstyti taip, kad būtų išvengta kliūčių, trukdančių evakuoti darbuotojus iš NFKS atominės energijos atveju NFKS, ir sutrumpinti evakuacijos laiką;
Kiekvienai darbo vietai nustatykite erdvę, kurioje NDM (B) gali judėti vykdymo metu technologines operacijas be apribojimų kiekiais, neviršijančiais nustatytų normų, o viršijus NDM (B) neturėtų būti.
4.7. NHL atveju turėtų būti parengtos priemonės, užtikrinančios (SCR atveju) galimybę nedelsiant evakuoti darbuotojus iš darbo vietų ir pramonines patalpasį iš anksto nustatytas ir darbuotojams žinomas vietas iš anksto nustatytais ir darbuotojams žinomais maršrutais, kad darbuotojų poveikis būtų kuo mažesnis.
Rizika, susijusi su darbuotojų apleidimu iš darbo vietų ir gamybinių patalpų, turėtų būti sumažinta iki minimumo.
4.8. Siekiant užtikrinti branduolinę saugą, BJFF projekte turėtų būti numatyta:
Blokavimo sąrašai, taip pat jų veikimo sąlygų techniniai reikalavimai;
Techninės ir (ar) organizacinės priemonės, užkertančios kelią neteisėtai prieigai prie spynų, matavimo ir valdymo įrankių;
Branduolinės saugos parametrų matavimo priemonės. Jei matavimo metodikoje ir techninėse branduolinės saugos parametrų matavimo priemonėse yra numatytos operacijos, kuriose dalyvauja darbuotojai, tai atliekant šiuos matavimus, duomenų gavimo ir apdorojimo procedūros, patikros diagramos, darbo standartai, mažinantys didelių paklaidų tikimybę galutiniame matavimų rezultate, t. taip pat metrologinio sertifikavimo procese nustatytų sisteminių matavimų paklaidų ribų peržengimo tikimybė;
Įrangos geometrinių matmenų, sugeriančių įdėklų veikimo tikrinimo dažnumas ir tvarka;
Trumpiausi YaA darbuotojų evakuacijos būdai.
4.9. Visi NFCF elektros vartotojai turėtų būti suskirstyti į elektros energijos tiekimo patikimumo grupes, atsižvelgiant į jų poveikį branduolinei saugai. Projekte turi būti pagrįstas NFCF elektros vartotojų klasifikavimas pagal elektros tiekimo patikimumo grupes ir avarinių energijos šaltinių pasirinkimas.
4.10. NDM (V) turėtų būti laikomas specialiai tam skirtose vietose.
4.11. Branduolinio kuro saugyklos (B) vieta (išskyrus panaudoto branduolinio kuro saugyklas), projekte numatyta įranga ir techninės priemonės normalios eksploatacijos metu turi neleisti į ją patekti vandeniui ir kitiems vandenilio turintiems skysčiams.
4.12. Kai pagrindžiama branduolinė sauga, tiems patiems kiekiams, kuriems taikomi branduolinės saugos apribojimai, turi būti naudojami tie patys matmenys tiek skirtinguose to paties dokumento skyriuose, tiek skirtinguose dokumentuose.
4.13. Projektuojant BJKF, įskaitant įgyvendinant branduolinės saugos eksploatacijos metu užtikrinimo reikalavimus, kada priežiūra ir remontas (įskaitant įrangos remontą po galimų avarijų, susijusių su NFM (V, N) išleidimu iš įrangos į NFCF darbo patalpas), reikėtų atsižvelgti į poreikį užtikrinti branduolinę saugą nutraukiant NFCF eksploatavimą. .
4.14. Projektavimo, įrengimų statybos, technologijų plėtros, pastatų statybos, NFCF įrangos gamybos ir montavimo etapuose turėtų būti įgyvendinamos su branduoline sauga susijusių darbų kokybės užtikrinimo programos. Šių programų įgyvendinimo rezultatas turėtų būti visų projektinių sprendinių, visų atskirų įrenginių ir visos BJFK atitiktis šiose Taisyklėse nustatytiems branduolinės saugos užtikrinimo reikalavimams.
Eksploatuojanti organizacija atlieka kokybės užtikrinimo programų įgyvendinimo ir naujos, tiekiamos į NŽF įrangos sertifikavimo reikalavimų laikymosi patikrinimus.
4.15. Parengtuose branduolinių įrenginių, saugyklų ir transportavimo pakuočių rinkinių projektuose turėtų būti skyrius „Branduolinės saugos užtikrinimas“, kuriame yra šios dalys:
Projekto dokumentacijos sąrašas, įskaitant skyrius apie branduolinę saugą;
Patalpų, įrenginių, saugyklų, kuriose gali būti branduolinis kuras, sąrašas (V, N);
NDM (B) apdorojimo, perkėlimo technologinių operacijų saugos aprašymas ir pagrindimas, nurodant NDM (B) agregacijos būseną, tankį, izotopinę, nuklidinę ir cheminę sudėtį, moderatorių, neutronų absorberių ir atšvaitai ir kt. tiek, kiek reikia fiziniam sistemų skaičiavimui;
Įrangos, į kurią kraunamas ar gali patekti branduolinis kuras (V), sąrašas, įskaitant pakuočių rinkinius, nurodant įrangos padėties numerį, brėžinio numerį, įrangos tipą (B, PKZ, O), saugus (leistinus) parametrus ir branduolinės saugos standartus, paklaidos, kuriomis matuojamos normalizuotos vertės, branduolinės saugos standartų ir reikalavimų užtikrinimo metodai, nuorodos į taisyklių punktus, Išvados dėl branduolinės saugos, kurių pagrindu nustatomi branduolinės saugos parametrai ir standartai;
Pasirinktų branduolinės saugos parametrų ir apribojimų stebėsenos metodų ir priemonių aprašymas ir pagrindimas;
Gaisro gesinimo priemonių aprašymas;
Svarstomų inicijuojančių įvykių, galinčių lemti saugių (leistinų) parametrų viršijimą, sąrašą, įskaitant SCR atsiradimą, nagrinėjamų situacijų pasekmių analizės rezultatus (kiekvienam įrangos elementui);
SAS SCR aprašymas;
SCR atsiradimo įrangoje pasekmių įvertinimo rezultatai ir priemonės šiems padariniams riboti (kiekvienam įrangos vienetui).
5. Branduolinės saugos parametrų stebėsenos metodai ir priemonės
5.1. NFCF projekte turi būti nustatytos būtinos techninės ir organizacinės priemonės šiems branduolinės saugos parametrams kontroliuoti:
NDM (B) izotopinė arba nuklidinė sudėtis;
NDM (B) masės įkeliamos į įrangą;
Koncentracijos, NDM (H) kiekis NDM (B);
NDM (B) masės, esančios įrangoje prieš pakrovimą;
NDM masės (V, N), susikaupusios pagalbinėje įrangoje (filtruose, komunikacijose, spąstuose ir kt.);
Neutronų moderatoriaus masės dalis;
NDM (B) masės drėgmės kiekis (vandenilio kiekis);
Panaudoto branduolinio kuro degimo gyliai;
Vienalyčių neutronų sugertuvų koncentracijos;
Įrangos geometriniai parametrai.
5.2. Branduolinės saugos parametrų stebėjimo priemonės turėtų užtikrinti šių parametrų matavimą ir, jei reikia, pavarų ir įtaisų (pertraukiklių, blokatorių) veikimą tol, kol parametrų reikšmės neviršys nustatytų ribų.
5.3. Valdymo priemonės, įskaitant automatines ir automatines matavimo priemones, turi būti sertifikuotos nustatyta tvarka.
Automatinėse ir automatinėse matavimo priemonėse turi būti įtaisai jų veikimui tikrinti arba turi būti tikrinamas pagrindinių metrologinių charakteristikų pastovumas matavimo priemonių techninėje dokumentacijoje nustatytu dažnumu.
5.4. Branduolinės saugos parametrų nuolatinio stebėjimo priemonėse turi būti įrengti išoriniai signaliniai įtaisai tiek viršijus kontroliuojamų branduolinės saugos parametrų ribines vertes, tiek esant valdymo priemonių gedimui (sugedimui).
5.5. Branduolinės saugos parametrų matavimo prietaisai turi turėti tokias normalizuotas metrologines charakteristikas, kad normos reikšmė (dydžio slenkstinė vertė) būtų šio dydžio matavimo prietaiso veikimo diapazone.
5.6. Sugedus nuolatinės branduolinės saugos parametrų stebėsenos priemonėms, taip pat vykdomosios priemonės(blokavimo blokai, vožtuvai ir kt.), užtikrinant nustatytų apribojimų laikymąsi, technologinį procesą, operacijas turi būti sustabdytos arba papildomai įdiegtos pakankamos kontrolės ir vykdymo priemonės, kol bus atkurtas šių priemonių darbingumas.
6. Branduolinio kuro ciklo objektų įrangos ir technologinių sistemų paleidimo, eksploatavimo ir eksploatavimo nutraukimo metu užtikrinti branduolinę saugą.
6.1. Pradedant eksploatuoti BJFF įrenginius ir technologines sistemas, turi būti patvirtinama darbų, gaminamų įrenginių, technologinių sistemų, konstrukcinių elementų ir branduolinei saugai svarbių konstrukcijų kokybės atitiktis projekte nustatytiems kokybės užtikrinimo reikalavimams.
6.2. Eksploatuojanti organizacija turi užtikrinti BFKF įrangos ir procesų sistemų paleidimo eksploatuoti programos parengimą ir įgyvendinimą.
Projekte turėtų būti nustatyta visų objekto atskirų įrenginių ir technologinių sistemų, susijusių su branduoline sauga, priešeksploatacinių derinimo darbų apimtis ir seka.
6.2.1. Prieš pirmą kartą pakraunant branduolinio kuro (V) įrenginius eksploatavimo taisyklėse numatytais kiekiais, turi būti atlikta:
Kompleksinis pagrindinės ir pagalbinės technologinės įrangos testavimas (nenaudojant NDM (V);
Numatytų branduolinės saugos parametrų stebėsenos sistemų išbandymas;
SAS SCR bandymai (naudojant atitinkamo tipo ir intensyvumo radioizotopų šaltinius arba spinduliuotės generatorius);
NFCF darbuotojų mokymas atlikti visas technologines operacijas ir įrangos bei technologinių sistemų priežiūros operacijas tiek normalios eksploatacijos metu, tiek esant normalios eksploatacijos pažeidimams, taip pat veiksmai, esant SCR ir vėlesnis jų atestavimas.
Bandymų metu nustatyti įrangos ir technologinių sistemų gedimai, jų nukrypimai nuo nustatytų projektinių ribų turi būti pašalinti.
Įrenginių ir technologinių sistemų bandymų bei darbuotojų žinių patikrinimo rezultatai turi būti dokumentuojami.
6.2.2. Prieš pirmą kartą pakraunant NDM (V) įrangą eksploatavimo taisyklėse numatytais kiekiais, CAS SCR turi būti sutvarkytas.
6.3. Eksploatuojanti organizacija turi užtikrinti technologinių reglamentų ir saugos dokumentų rengimą pagal projektą ir jų patvirtinimą.
6.4. Atskirų įrenginių, įrangos, aparatūros paleidimas esamose pramonės šakose atliekamas remiantis gamybos parengties patikrinimo aktu. FBJF eksploatuojanti organizacija arba organizacija, atliekanti darbus ir teikianti paslaugas veikiančiai organizacijai, atsakingai už NFFK eksploatavimą, informuoja valstybinę atominės energijos naudojimo instituciją ir valstybinę saugos instituciją apie tokių atskirų įrenginių paleidimą ir aparatus po įrangos paleidimo ir metinėje branduolinės saugos būklės NFFC ataskaitoje.
6.5. Priešeksploatacinių derinimo darbų atlikimą, kompleksinį technologinių sistemų (elementų) testavimą reglamentuojančiuose dokumentuose turi būti nurodytas darbas su NDM (V), kuriame galimas SCR atsiradimas, numatytos priemonės jo pasekmių sunkumui sumažinti. .
6.6. Eksploatacijos metu įrangos faktinių matmenų nukrypimai nuo vardinių dėl įrangos gamybos leistinų nuokrypių, korozijos, taip pat nuokrypiai dėl deformacijos neturėtų lemti saugių, leistinų ir nustatytų matmenų, tūrių viršijimo, į eksploatacijos taisyklėse numatytų atstumų pasikeitimą.
6.7. KFBF įrenginių ir technologinių sistemų eksploatavimo, priežiūros ir remonto (įskaitant įrangos remontą po galimų avarijų, susijusių su NFM (V, N) patekimu iš įrenginių į NŽF darbo patalpas) procese pateikiama informacija. būtina branduolinei saugai užtikrinti nutraukiant BJFK veiklą.
6.8. Prieš nutraukiant NKBK eksploatavimą (atskiras BJKF padalinys, atskira įranga), turi būti parengta ir nustatyta tvarka patvirtinta atitinkama eksploatavimo nutraukimo programa (projektas), įskaitant branduolinės saugos pagrindimą.
1 priedėlis
Orientacinis inicijuojančių įvykių, galinčių sukelti savaime išsilaikančią grandininę branduolio dalijimosi reakciją, sąrašas
1. Išoriniai įvykiai:
- seisminiai ir kiti gamtinės ir technogeninės kilmės reiškiniai, procesai ir veiksniai, būdingi tam tikram regionui (potvyniai, uraganai, sprogimai ir kt.) ir parinkti projektavimo pagrindu pagal federalinių normų ir išorės apskaitos taisyklių reikalavimus. poveikis;
- maitinimo nutraukimas (NFCF išjungimas).
2. Vidiniai įvykiai:
- krovinio kritimas vežant branduolinį kurą (B) BJFK viduje;
- gaisras patalpose;
- vamzdynų plyšimas, šildytuvų pažeidimai ir kt.;
- nelaimingi atsitikimai, dėl kurių patalpos užliejamos vandeniu dėl laivų, vamzdynų ir kt. plyšimų;
- suspausto oro tiekimo nutraukimas, sandarumo pažeidimas;
- cheminių reakcijų sukelti sprogimai;
- Inertinės terpės sudėties pažeidimai;
- atskirų branduolinių ginklų išjungimas.
3. Įrangos elementų korozija, sukelianti vamzdynų ir įrenginių sienelių plonėjimą, kiaurymių susidarymą, tirpalų nutekėjimą, heterogeninių neutronų absorberių sugerties gebos sumažėjimą, tvirtinimo detalių gedimą ir kt., provokuojanti B tipo įranga (cisternos ir aparatai) į O tipo įrangą (cisternas ir aparatus),
4. NDM (B) tirpalų patekimas į pavojingus įrenginius (prietaisus ir konteinerius), kuriuose pagal technologinio proceso sąlygas jų neturėtų būti.
5. Stelažų, pakabų, įrangos sunaikinimas, atskiros pakuotės su branduoliniu kuru (V) nutekėjimas, pakuočių išdėstymo tvarkos pažeidimas, kuro strypų, kuro rinklių, sugeriančių elementų pažeidimas, geometrinės formos ir matmenų pasikeitimas. įranga.
6. Agregacijos būsenos, kitų NDM savybių pokytis (B) dėl netyčinio reagentų tiekimo, sorbcijos, ekstrahavimo, nusodinimo.
7. NDM (H) koncentracijos didinimas iki saugią koncentraciją viršijančių verčių dėl netyčinio ekstrahento, sorbento patekimo į įrangą (cisternas ir aparatus).
8. NDM (B) perėjimas iš skystos į kietą būseną (nusodinimas, kristalizacija).
9. Medžiagos masės drėgmės kiekio padidėjimas dėl nenumatytų garų, drėgmės patekimo į įrangą arba į pakuotę su NDM (B) ir dėl to padidėja įrangos lėtėjimo galimybė ir ( arba) pakavimas.
10. Darbuotojų klaidos vykdant technologinį procesą ir technologinių taisyklių pažeidimai:
- neteisingas įrangos vamzdynų schemos įgyvendinimas atliekant paleidimo ir (ar) remonto darbus;
- klaidingas vožtuvų perjungimas;
- atrankos klaida;
- klaidų matavimų ir mėginių analizės procese;
- Projekte nustatyto valymo, plovimo ir įrangos keitimo dažnumo pažeidimas.
11. Reagentų, neutronų moderatorių, NDM (V) temperatūros pokytis (dėl gaisro, šildytuvų, šildytuvų, šaldytuvų ir kt. gedimų), lemiantis įrangos geometrinių matmenų pasikeitimą, terminius smūgius, kondensaciją, virimą, užšalimą. , reagentų išgarinimas , NDM (V), neutronų moderatoriai, neutronų absorberiai ir kt.
12. Neutronų stabdymo efektyvumo didinimas įrangoje, kurioje yra NDM (B), sumažinant neutronų sugėriklių sugeriamąsias savybes.
13. NDM (C) tankio, erdvinio pasiskirstymo ir nuklidų sudėties pokytis.
14. Įrangos (bako, aparato), turinčios NDM tirpalo (B), perpildymas.
2 priedas
Branduolinės saugos charakteristikų ir parametrų skaičiavimo metodai
1. Pakrovimo (konfigūravimo), žymių, koncentracijų ir sankaupų normos
1.1. Įkėlimo greitis (konfigūracija) M h ir žymes H h turėtų būti nustatyta iš šių santykių:
(M h + Δ M ) + (H h + Δ H ) ≤ M b( M e) arba
M h (1 + δm/100) + H h (1 + δн/100) ≤ M b( M e)
kur ∆ M ir Δ H - leistinų absoliučių paklaidų, matuojant pakrauto ir esančios įrangoje masę prieš pakraunant branduolinį kurą (B), ribos, nustatytos remiantis pasikliovimo tikimybės verte, lygia 0,95, su verte M = M h ir H = H h, o δm ir δn – leistinų santykinių paklaidų ribos, nustatytos pagal formules:
δm = 100 Δ M /M h, %; δн = 100 Δ H /H val., %.
Nustatant vertes M h ir H h leidžiama neatsižvelgti į NDM (H), sorbuotą aparato konstrukciniuose elementuose.
1.2. Koncentracijos greitis Su n turėtų būti nustatytas iš šių ryšių:
Su n + Δs≤ Su b arba
Su n ≤ Sat/(1 + δs/100),
čia Δс yra leistinos absoliučios paklaidos, matuojant koncentraciją ties verte, riba Su = Su n, nustatoma remiantis pasikliovimo lygio verte, lygia 0,95;
δc - leistinos santykinės paklaidos riba, nustatoma pagal formulę:
δс = 100 Δс/ Su n, %.
1.3. Kaupimo greitis Mn turėtų būti nustatomas pagal santykius:
M n + Δ ≤ M b( M e) arba
M n ≤ M b( M e) / (1 + δ/100),
čia Δ yra leistinos absoliučios paklaidos, matuojant įrangoje sukauptą NDM masę (N), riba M = M n, nustatoma remiantis pasikliovimo lygio verte, lygia 0,95;
δ - leistinos santykinės paklaidos riba, nustatoma pagal formulę:
δ = 100 Δ/ M n, %.
2. Branduolinės saugos parametrų slenkstinės vertės
2.1. Siekiant užtikrinti saugų eksploatavimą, be saugių ir priimtinų parametrų, nustatomos atitinkamų branduolinės saugos parametrų ribinės vertės.
2.2. Branduolinės saugos parametrų slenkstinės vertės (parametrų slenkstinės vertės, ribiniai parametrai) nustatomos visiems eksploatacijos metu stebimiems branduolinės saugos parametrams, siekiant patikimai apriboti jų galimas faktines (fakcines) vertes iki priimtinų (saugių) verčių. nustatyta pagal dizainą. Parametrų slenkstinės reikšmės nustatomos remiantis konservatyviai apibrėžtomis reikšmėmis:
- atitinkamos priimtinos (saugios) parametrų reikšmės;
- šių parametrų matavimo paklaidos projekte numatytomis instrumentinėmis valdymo priemonėmis;
- faktinių parametrų verčių neapibrėžtumai, susiję su parametrų ribojimo sistemų (blokavimo, dozatorių, pertraukiklių ir kt.) pavarų baigtiniu reakcijos laiku.
Parametrų slenkstinės vertės turi būti nustatytos pagal 2.3 punktą.
2.3. Jei parametro slenkstinė reikšmė X nustatomas remiantis viršutine parametro verte, lygia X n, tada jis žymimas X n ir nustatomas iš šių ryšių:
X н + Δх ≤ X n arba X n ≤ X p/(1 + δх/100),
čia Δх yra leistinos absoliučios parametro matavimo paklaidos riba X adresu X = X n ir δх = 100 Δх/ X n.
2.4. Jei parametro slenkstinė reikšmė Y nustatomas pagal mažesnę parametro reikšmę, lygią Y n, tada jis žymimas Y n ir nustatomas iš šių ryšių;
Y n – Δy ≥ Y n arba Y n ≥ Y p/(1 – δy/100),
čia Δy – parametro matavimo leistinos absoliučios paklaidos riba Y adresu Y = Y n ir δу = 100 Δy/ Y n.
Matavimo paklaidos Δх ir Δу turi būti nustatytos esant 0,95 pasikliovimo lygio vertei.
Jeigu valdomos reikšmės leistinos santykinės matavimo paklaidos ribos reikšmė neviršija 2%, tai nustatant normas ir slenksčius į ją galima nepaisyti.