NÜKLEER ENERJİ KULLANIM ALANINDA
Onaylı
çözüm
Federal Hizmet
çevresel,
teknolojik ve nükleer
nezaret
10 Aralık 2007 tarihli 4 Sayılı
Nükleer güvenlik kuralları
reaktör tesisleri
nükleer enerji santralleri
NP-082-07
harekete geçmek1 Haziran 2008'den beri
Moskova 2007
Ekolojik, Teknolojik ve Nükleer Denetleme Federal Servisi şu kararları alır:Kullanım alanındaki ekli federal normları ve kuralları 1 Haziran 2008'den itibaren onaylayın ve yürürlüğe koyun atomik Enerji"Nükleer Santrallerin Reaktör Kurulumları için Nükleer Güvenlik Kuralları" (NP-082-07).Baş K.B. Pulikovsky21 Ocak 2008 tarihinde Rusya Federasyonu Adalet Bakanlığı'na kayıtlıdır.Kayıt numarası 10951| Kısaltmalar listesi Terimler ve tanımlar 1. Amaç ve kapsam 2. Reaktör ve güvenlik açısından önemli olan diğer sistemler için nükleer güvenlik gereksinimleri 2.1. Genel Gereksinimler 2.2. Reaktör çekirdeği ve tasarımının unsurları 2.3. Kontrol ve koruma sistemleri 2.3.1. Genel Gereksinimler 2.3.2. Acil koruma sistemi 2.3.3. Nötron akışı ve reaktivite kontrolü 2.4. Normal çalışma için kontrol sistemleri ve güvenlik için kontrol sistemleri 2.5. RP soğutucu devresi (birincil devre) 2.6. Acil durum çekirdek soğutma sistemleri 2.7. Yakıt ikmali cihazları ve temel yakıt ikmali prosedürleri 2.7.1. Aşırı yük cihazları 2.7.2. Aktarma prosedürü 3. NPP ünitesini devreye alırken nükleer güvenliğin sağlanması 3.1. Reaktörün fiziksel başlangıcı 3.2. AC ünitesinin enerji başlangıcı 4. İşletme sırasında nükleer güvenliğin sağlanması 5. Kurallara Uyum Ek En yaygın reaktör tesisi türlerine sahip NPP reaktörlerinin reaktivite katsayıları için yakıt elemanlarına verilen hasar limitleri ve gereklilikler |
Kısaltmalar listesi
A'dan Z'ye- acil durum korumasıAC- nükleer güç istasyonuDAVRANMAK- nükleer enerji santraliBN- sodyum soğutuculu hızlı nötron reaktörüBPU (BCR)- yönetimin blok noktası (kalkanı)VVER- basınçlı su güç reaktörüKGO -kabuk sıkılık kontrolüOOB- güvenlik analizi raporuPZ- önleyici korumaRBMK- kanal yüksek güçlü reaktörRPU (RCHU)- yedek kontrol noktası (kalkan)RU- reaktör tesisiSVB - güvenlik önemli sistemCPS- kontrol ve koruma sistemiTV'ler- yakıt montajıyakıt çubuğu- yakıt elemanıUSB- güvenlik kontrol sistemleriUSNE- normal çalışma için kontrol sistemleriEGP-6- güç grafit döngü reaktör tesisiTerimler ve tanımlar
Bu belgenin amaçları doğrultusunda aşağıdaki terimler ve tanımlar kullanılmaktadır. 1. acil koruma: - reaktörün kritik altı bir duruma hızlı transferinden ve kritik altı bir durumda tutulmasından oluşan güvenlik işlevi;- AZ'nin işlevini yerine getiren bir güvenlik sistemleri kompleksi. 2. aktif bölge- reaktörün nükleer yakıt, moderatör, emici, soğutucu, reaktiviteyi etkileyen araçlar ve yapısal elemanların bulunduğu, kontrollü bir nükleer fisyon reaksiyonu gerçekleştirmek ve soğutucuya enerji aktarmak için tasarlanmış kısmı. 3. CPS'nin çalışma organları grubu- eşzamanlı eklem hareketi ve reaktivite üzerinde etki amacıyla kontrol tarafından birleştirilen bir veya daha fazla CPS çalışma organı. 4. teşhis- amacı, teşhis edilen nesnenin çalışabilirlik (çalışamazlık) veya servis edilebilirlik (arıza) durumunu belirlemek olan kontrol fonksiyonu. 5. Reaktivite Etkileyen Araçların Alınması- pozitif reaktivite girdisine yol açan, reaktiviteyi etkileme araçlarının durumundaki böyle bir hareket veya değişiklik (reaktivite üzerindeki etki araçlarının girişi, negatif reaktivite girdisine yol açar). 6. CPS aktüatörü- bir tahrik, çalışma parçaları ve bağlantı elemanlarından oluşan ve reaktörün reaktivitesini değiştirmek için tasarlanmış bir cihaz. 7. Kontrol kanalı- proje tarafından belirtilen kapsamda kontrol sağlamak için tasarlanmış bir dizi sensör, iletişim hattı, sinyal işleme aracı ve (veya) parametrelerin sunumu. 8. A'dan Z'ye ekipman seti- UR projesi tarafından belirtilen kapsamda AZ'nin kontrol ve yönetim işlevlerini yerine getiren kontrol ve koruma sisteminin ekipmanı. 9. Maksimum reaktivite marjı- Reaktiviteyi etkileyen tüm araçlar ve ekstrakte edilebilir emiciler, kampanya süresi ve etkin çarpma faktörünün maksimum değeri ile reaktörün durumu için çekirdekten çıkarıldığında reaktörde gerçekleştirilebilen reaktivite. 10. Yakıt çubukları için maksimum tasarım hasarı sınırı- yakıt çubuklarının tahrip olmasına yol açabilecek tasarım temelli kaza koşulları altında yakıt çubuklarının parametrelerinin ve özelliklerinin kabul edilebilir değerleri. 11. Çekirdek aşırı yüklenmesi (aşırı yük) - nükleer tehlikeli iş reaktör tesisinde, yakıt gruplarının (yakıt çubukları) yüklenmesi, çıkarılması ve taşınması için, reaktiviteyi etkileyen araçlar ve reaktiviteyi etkileyen diğer elementler, onarım, değiştirme ve sökme amacıyla. 12. Yakıt çubuğu hasarı- yakıt çubukları için belirlenen tasarım hasar sınırlarından en az birinin ihlali. 13. ihtiyati koruma- Acil durum korumasının çalışmasını ve (veya) güvenli çalışma sınırlarının ve koşullarının ihlal edilmesini önlemek için NPP ünitesinin normal çalışması için kontrol sistemi tarafından gerçekleştirilen bir işlev. 14. CPS sürücüsü- CPS mekanik çalışma gövdesinin konumunu değiştirmek ve sabit bir konumda tutmak için tasarlanmış bir cihaz. 15. Çalışma gövdesi AZ- AZ'de kullanılan reaktiviteyi etkilemenin bir yolu. 16. CPS çalışma gövdesi- CPS'de kullanılan reaktiviteyi etkileme araçları. 17.yakıt basınçsızlaştırma- gaz sızıntısı veya nükleer yakıtın soğutucu ile doğrudan teması gibi yakıt elemanı kaplamasının bütünlüğünün ihlali ile yakıt elemanında hasar. 18. Yakıt çubuğu imhası- yakıt elemanı tasarımının bütünlüğünün ihlali, bunun sonucunda yakıt elemanı, tasarımının soğumasını sağlayan geometrisini kaybeder. 19. reaktör tesisi- nükleer enerjiyi termal enerjiye dönüştürmek için tasarlanmış, normal çalışması, acil durum soğutması, acil durum koruması ve güvenli bir durumda bakımı için gerekli olan reaktör ve onunla doğrudan bağlantılı sistemler dahil olmak üzere tasarlanmış bir dizi nükleer santral sistemi ve elemanı, gerekli yardımcı donanımın sağlanması koşuluyla. ve destekleyici işlevler diğer sistemler A.Ş. tarafından gerçekleştirilir. Projedeki her NPP için RI sınırları belirlenir. 20. AZ sinyali- AZ çalışma organlarının çalışmasını başlatmak ve kayıt araçlarına ve ayrıca personeli uyarmak için MCR ve RPU'ya gelmek için AZ ekipman setinde üretilen bir sinyal. 21. PZ sinyali- PZ işlevlerini başlatmak ve personeli olası normal çalışma ihlalleri konusunda uyarmak için izleme ve kontrol sistemleri tarafından oluşturulan ve kaydedilen bir sinyal. 22. Reaktör kapatma sistemi- reaktörü kritik altı bir duruma aktarmak ve reaktiviteyi etkileme araçları yardımıyla kritik altı bir durumda tutmak için tasarlanmış bir sistem. 23. Kontrol ve koruma sistemi- bir dizi teknik, yazılım ve bilgi desteği nükleer fisyon zincir reaksiyonunun güvenli akışını sağlamak için tasarlanmıştır.Kontrol ve koruma sistemi - normal çalışma ve güvenlik fonksiyonlarını birleştiren ve normal çalışma kontrol sistemleri, koruyucu, kontrol ve güvenlik sistemlerinin elemanlarından oluşan güvenlik için önemli bir sistem. 24. Reaktiviteyi etkileme araçları- katı, sıvı veya gazlı emiciler (moderatörler, reflektörler) şeklinde uygulanan, çekirdek veya reflektördeki konumunun veya durumunun değiştirilmesi, reaktör çekirdeğinin reaktifliğinde bir değişiklik sağlayan teknik araçlar. 25. Yakıt Grubu- nükleer malzemeler içeren ve kontrollü bir nükleer reaksiyon yoluyla bir nükleer reaktörde termal enerji üretmek üzere tasarlanmış bir makine yapımı ürünü. 26. Yakıt elemanı (yakıt elemanı)- nükleer malzemeleri içeren ve kontrollü bir nükleer fisyon reaksiyonunun uygulanması yoluyla bir nükleer reaktörde termal enerji üretmek ve (veya) nüklidlerin birikmesi için tasarlanmış ayrı bir montaj ünitesi. 27. Reaktör çekirdeğinde ciddi hasar- Radyoaktif maddelerin çevreye izin verilen maksimum acil durum salınımının aşılabileceği, maksimum tasarım sınırının üzerinde yakıt elemanlarında hasar meydana gelen tasarımın ötesinde bir kaza. 28. CPS çalışan vücut pozisyon göstergesi- reaktör çekirdeğindeki CPS çalışma gövdesinin konumunu belirlemek için bir cihaz. 29. Kabuk eşdeğer oksidasyon durumu- yerel olarak absorbe edilen oksijenin tamamının stokiyometrik zirkonya Zr02 oluşumuna gittiği varsayılarak, su buharı ile reaksiyona girecek olan eşdeğer tabakanın toplam kalınlığı olan kabuğun ilk kalınlığına atıfta bulunulur. Kabuğun basıncının düşürülmesi durumunda, kabuğun hem dış hem de iç yüzeylerinin oksidasyonu dikkate alınır.1. Amaç ve kapsam
1.1. Nükleer Santrallerin Reaktör Kurulumlarına ilişkin bu Nükleer Güvenlik Kuralları, tasarlanmakta, inşa edilmekte, inşa edilmekte ve işletilmekte olan tüm NGS'ler için geçerlidir.1.2. Bu Kurallar, UR sistem ve elemanlarının tasarımı, özellikleri ve çalışma koşulları ile UR ve NPP'nin tasarımı, inşası, inşası ve işletilmesinde nükleer güvenliği sağlamaya yönelik organizasyonel gereklilikleri belirler.1.3. Bu Kurallar, NGS güvenliğini sağlamaya yönelik genel hükümlerin gerekliliklerinin yanı sıra NGS'yi tasarlama, inşa etme, inşa etme ve çalıştırma deneyimine dayanılarak ve NGS güvenliğini sağlamaya yönelik genel hükümlerin gerekliliklerini aşağıdakiler açısından belirterek geliştirilmiştir. nükleer yakıtın depolanması ve taşınması gereklilikleri dışında, UR ve NPP'nin nükleer güvenliğinin sağlanması.1.4. Reaktör tesislerinin ve nükleer enerji santrallerinin nükleer güvenliği, tasarımların teknik mükemmelliği, güvenlik için önemli olan elemanların ve sistemlerin gerekli üretim, kurulum, ayarlama ve test kalitesi, çalışma sırasında güvenilirlikleri, ekipmanın teknik durumunun teşhisi ile belirlenir. , ekipmanın bakım ve onarımının kalitesi ve zamanında, işletme sırasındaki teknolojik süreçlerin kontrolü ve yönetimi, işin organizasyonu, personelin niteliği ve disiplini.1.5. UR ve NPP'nin nükleer güvenliği, aşağıdakiler de dahil olmak üzere, derinlemesine savunma kavramı tarafından sağlanan bir teknik ve organizasyonel önlemler sistemi ile sağlanır:- dahili kendini koruma özelliklerinin kullanımı ve geliştirilmesi;- bağımsızlık, çeşitlilik ve fazlalık ilkeleri temelinde oluşturulmuş güvenlik sistemlerinin kullanılması; tek başarısızlık;- güvenilir, pratikte kanıtlanmış teknik çözümlerin ve sağlam yöntemlerin, hesaplamalı analizlerin ve deneysel çalışmaların kullanılması;- UR ve NPP'nin güvenliğine ilişkin düzenleyici belgelerin gerekliliklerinin yerine getirilmesi, UR ve NPP tasarımlarının gerekliliklerine uygunluk;- teknolojik süreçlerin istikrarı;- NGS'nin oluşturulması ve işletilmesinin tüm aşamalarında kalite güvence sistemlerinin uygulanması;- NGS'nin oluşturulması ve işletilmesinin tüm aşamalarında bir güvenlik kültürünün oluşturulması ve uygulanması.2. Reaktör ve güvenlik açısından önemli olan diğer sistemler için nükleer güvenlik gereksinimleri
2.1. Genel Gereksinimler
2.1.1. NPP ünitesinin tasarımı, inşası ve işletilmesinin yanı sıra RP ve NPP elemanlarının tasarımı ve üretimi, NPP güvenliği ile ilgili mevcut düzenleyici belgelerin gerekliliklerine uygun olarak gerçekleştirilmelidir.2.1.2. NPP inşaatı, UR tasarımının ve NPP tasarımının geliştirilmesinden önce gelmelidir. RI ve NPP tasarımları, güvenlik için önemli olan sistemleri, ana karakteristiklerini, güvenilirliğini, hizmet ömrünü ve ayrıca çalışma prosedürlerini, çalışma koşullarını, bu sistemlerin izlenmesi ve teşhis edilmesi için araçları tanımlayacaktır.2.1.3. NGS çalışma koşullarının yanı sıra güvenlik açısından önemli olan UR'nin ve sistemlerinin bileşimini, tasarımını ve (veya) özelliklerini değiştirmek, UR ve NPP tasarımlarında uygun değişiklikler yapılmadan gerçekleştirilemez.2.1.4. UR tasarımının geliştirilmesi sırasında ve (veya) yeni yakıt düzenekleri tasarımları, yeni nükleer yakıt bileşimleri, CPS'nin ve güvenlik için önemli diğer sistemlerin iyileştirilmesi kullanılarak reaktör çekirdeğinin modernizasyonu sırasında, gerekli tezgah ve reaktör çalışmaları yapılmalıdır. gerçekleştirildi. UR tasarımı, yürütülen çalışmaların güvenlik kriterlerinin karşılandığını kanıtlamak için yeterliliğini gösterecektir.2.1.5. Tüm aşamalar için yaşam döngüsü RU ve NPP kalite güvence programları geliştirmelidir.2.1.6. RP ve NPP sisteminin (elemanlarının) tasarım özelliklerini korumak ve doğrulamak için, güvenlik için önemli olan, üretim, kurulum ve devreye alma sırasında ve ayrıca çalışma sırasında periyodik muayene sırasında izlenmeli ve test edilmelidir.RI ve NPP tasarımları, kapsamlı testler (EP işletimi dahil olmak üzere sinyal geçiş sırası ve süresi, acil durum güç kaynaklarına geçiş, güvenlik fonksiyonları vb.).RI ve NPP tasarımları, çalışma veya kapatma reaktöründe çalışabilirliği ve özellikleri kontrol edilen, RI'nin ve güvenlik açısından önemli olan RI ve NPP sistemlerinin durumunu gösteren sistem ve elemanların listelerini tanımlayacaktır.Güvenlik açısından önemli olan RP ve NPP sistemlerini kontrol etmeye yönelik cihazlar ve yöntemler ve bunların unsurları, NPP güvenliğini etkilememelidir.2.1.7. UR'nin nükleer güvenlik analizi için ana belge NPP güvenlik analizi raporudur (NPP SAR'ın ilgili bölümleri). SAR'ı geliştirilmemiş NPP'ler için, böyle bir belge güncel bir teknik güvenlik durumu (TSA) veya bir derinlemesine güvenlik değerlendirme raporudur (DSAR). NPP SAR'ın geliştirilmesi, işletmeci kuruluş tarafından NPP SAR'ın RI ve NPP tasarımlarına uygunluğuna uygun olarak gerçekleştirilir.2.1.8. RI ve NPP tasarımları, tasarım temelli kazalar için başlatıcı olayların bir listesini ve tasarım temelli kazaların bir listesini, tasarım esaslı ve tasarım temelli kazaların sınıflandırmasını, oluşma sıklığına ve sonuçların ciddiyetine göre oluşturacak ve NPP SAR'a sunacaktır, ayrıca tasarım temelli ve tasarım temelli kazaların ve sonuçlarının bir analizi. Tasarım temelli kazalar arasında çekirdekte ciddi hasar meydana gelen kazaları da göz önünde bulundurmak gerekir.2.1.9. Bir reaktör tesisi tasarlanırken, bir olasılıksal güvenlik analizi temelinde tahmin edilen, çekirdeğe verilen ciddi hasarın toplam frekansının değerinin, yılda reaktör başına 10 -5'i geçmemesi için çaba gösterilmelidir.2.1.10. RI ve NPP tasarımları, RI ve NPP için tehlikeli arızaların tanımlanması ve olasılıksal ve deterministik bir güvenlik analizine dayalı sonuçlarının bir değerlendirmesi ile güvenlik için önemli olan sistemlerin (elemanların) olası arızalarının bir analizini içermelidir.2.1.11. UR ve NPP tasarımları, operasyon limitlerini ve koşullarını, güvenli operasyonun limitlerini ve koşullarını ve ayrıca tasarım temelli kazalar için belirlenen tasarım limitlerini içerecek ve gerekçelendirecektir.2.1.12. RI ve NPP tasarımlarında, her bir tasarım esaslı kaza veya kaza grubuna, tasarım esaslı kazalar için, güvenlik sistemlerinin işleyişi dikkate alınarak aşılmaması gereken tasarım limitleri atanmalıdır.2.1.13. RI ve NPP tasarımları, en ağır sonuçları olan tasarım esaslı kazalar için, yakıt elemanlarına verilen maksimum tasarım hasarı sınırının aşılmadığını göstermelidir.Diğer tasarım esaslı kazalar için, yakıt elemanlarına verilen hasarın tasarım limitleri, RI tasarımı tarafından belirlenecek ve yakıt elemanlarına verilen maksimum tasarım hasarı sınırından daha düşük değerlere sahip olacaktır.En yaygın reaktör tesislerine sahip nükleer santraller için yakıt çubuğu hasar limitleri ekte verilmiştir.Diğer UR türleri ile tasarlanan NPP'ler için, bu limitler UR ve NPP tasarımlarında doğrulanmalıdır.2.1.14. UR ve NPP tasarımları, nükleer tehlikeli faaliyetlerin bir listesini içerecektir.2.1.15. UR ve NPP projeleri, güvenlik gerekçesinde kullanılan ve güvenlik için önemli olan sistemlerde kullanılan yöntem ve programların listelerini içerecektir. Kullanılan programlar ve yöntemler, yerleşik prosedürlere göre doğrulanmalı ve sertifikalandırılmalıdır.2.2. Reaktör çekirdeği ve tasarımının unsurları
2.2.1. Reaktör çekirdeği, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere anormal işlemler sırasında reaktivitedeki herhangi bir değişiklik, ilgili yakıt hasarı limitlerinin ihlaline yol açmayacak şekilde tasarlanmalıdır.En yaygın reaktör tesisi türlerine sahip NPP reaktörlerinin reaktivite katsayıları için gereksinimler ekte verilmiştir.2.2.2. UR tasarımı, tasarım esası durumunda, aşağıdakilerle ilgili kazaların olduğunu gösterecektir. Hızlı artış Yakıt peletinin (orta radyal) entalpisinin ortalama kesiti üzerinden alınan reaktivite, deneysel verilere dayalı tasarımda belirlenen sınır değeri geçmemelidir ve yakıt çubuklarının ve yakıt tertibatlarının tahrip olması hariçtir. Tasarım esasının ötesindeki kazalar için, yakıt elemanlarının ve yakıt gruplarının bir kısmının tahrip olmasının mümkün olduğu koşullar verilmelidir.2.2.3. RI tasarımı, soğutucu saflaştırma sistemlerinin verimliliğini hesaba katarak, yakıt elemanlarına verilen hasar limitleri ile birincil soğutucunun aktivitesi arasında referans radyonüklidler açısından bir uyum sağlamalıdır.2.2.4. RI tasarımında normal çalışmanın ihlali durumunda yakıt elemanlarının hasar görmesi için güvenli çalışma sınırlarını aşmama gerekliliklerinin karşılandığını doğrulamak için, çekirdeğin ısıl mühendislik güvenilirliğinin bir analizi aşağıdaki gerekçelerle yapılmalıdır. UR tasarımı tarafından sağlanan rezervlerin yeterliliği.2.2.5. RI çalışması sırasında yakıt kaplamalarının oksidasyonu, aşırı kırılganlıklarına yol açmamalıdır. RI tasarımı, (deneysel veriler temelinde) doğrulamalı ve normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışma ihlalleri sırasında yakıt kaplamasının eşdeğer oksidasyon derecesini sağlamalıdır.2.2.6. Sodyum soğutmalı hızlı nötron reaktörleri için, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere operasyonel olaylar sırasında, sodyum soğutucuda boşluk oluşumunun hariç tutulduğu gösterilmelidir.2.2.7. Yakıt düzenekleri ve yakıt elemanları dahil olmak üzere, çekirdeğin ve elemanlarının tasarımı ve yapımı, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışma ihlalleri durumunda, ilgili yakıt hasar limitlerini aşmayacak şekilde olmalıdır. :- UR tasarım işletim modları, sayıları ve tasarım rotası;- çekirdek bileşenler üzerindeki kuvvet (mekanik), termal ve radyasyon etkileri;- çekirdek malzemeler ve soğutucu arasındaki fiziko-kimyasal etkileşim;- tasarım, teknolojik özellikler ve süreç parametrelerinin sınır sapmaları;- şok ve titreşim etkileri, termal döngüsel yükleme, radyasyon ve sıcaklık kayması ve ayrıca malzemelerin yaşlanması;- soğutma sıvısındaki fisyon ürünlerinin ve safsızlıkların yakıt çubuklarının mukavemeti ve korozyon direnci üzerindeki etkisi;- çekirdek malzemelerin mekanik özelliklerini ve yakıt kaplamasının bütünlüğünü kötüleştiren diğer faktörler.2.2.8. RI ve NPP tasarımında, tasarım temelli bir kazadan sonra hasarlı çekirdek bileşenlerin boşaltılması olasılığı, tasarım teknik araçlarıyla kanıtlanacak ve sağlanacaktır.2.2.9. Çekirdek ve CPS aktüatörleri, çalışma parçalarının sıkışması, fırlaması veya CPS sürücülerinden kendiliğinden ayrılması önlenecek şekilde tasarlanmalıdır.2.2.10. RI tasarımı, en verimli olanın veya bir grup CPS çalışma elemanının öngörülemeyen bir hareketi durumunda, AZ'nin bir olmadan çalışması dikkate alınarak, güvenli çalışma sınırlarını ihlal eden yakıt çubuklarında herhangi bir hasar meydana gelmediğini göstermelidir. AZ'nin en etkili çalışma organı.2.2.11. Normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışmanın ihlal edilmesi durumunda, reaktivitede artışa ve ısı tahliyesinin bozulmasına neden olarak, yakıt elemanlarında hasara yol açan, çekirdek elemanların öngörülemeyen hareketler ve (veya) deformasyonları olasılığı. karşılık gelen tasarım sınırlarının aşılması hariç tutulmalıdır.2.2.12. RI ve NPP tasarımları, NPP birim sahasına özgü sismik etkiler altında, çalışan kontrol elemanlarının ve AZ'nin çekirdeğe engelsiz girişinin yanı sıra çekirdekten güvenilir ısı tahliyesinin sağlandığını gösterecek ve gerekçelendirecektir.2.2.13. Çekirdek ve reaktivite kontrol araçlarının özellikleri, reaktivite kontrol araçlarının çekirdeğe ve (veya) reflektöre, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışmanın kesintileri sırasında konumlarının herhangi bir kombinasyonu için yerleştirilmesi, aşağıdakileri garanti edecek şekilde olmalıdır. hareketlerinin herhangi bir alanında negatif reaktivitenin tanıtılması.2.2.14. Yakıt gruplarının tasarımı, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışmanın ihlal edilmesi durumunda, yakıt çubuklarının ve yakıt grubunun diğer elemanlarının şeklindeki değişiklikler, akışın tıkanmasına neden olmayacak şekilde olmalıdır. uygun sınırların ötesinde yakıt çubuklarında hasara yol açan ve CPS çalışma elemanlarının normal işleyişine müdahale etmeyen yakıt gruplarının bir bölümü.2.2.15. Yakıt tertibatlarının tasarımı, görsel olarak ve (veya) yakıt ikmali cihazları kullanılarak ayırt edilen, yakıt elemanlarında nükleer yakıtın nüklid bileşimini ve zenginleşmesini karakterize eden ayırt edici işaretlere sahip olmalıdır.2.2.16. Yakıt düzeneklerinin bileşimindeki özel yanabilir zehirler, yakıtta yanabilir bir zehir, karışık yakıt vb. .2.2.17. RI ve NPP tasarımları, sızdıran yakıt gruplarının (yakıt çubukları) güvenilir ve zamanında tespitini ve sızıntıyı reddetme kriterlerini sağlayacak olan, kapatılan ve (veya) çalışan bir reaktörde yakıt kaplamalarının sızdırmazlığının izlenmesi için teknik araçlar ve yöntemler sağlayacaktır. yakıt çubukları (FA) kurulmalıdır. RI ve NPP tasarımı, bir kapatma ve/veya işletme reaktöründe yakıt kaplamalarının sızdırmazlığını kontrol etmek için kullanılan yöntemleri içerecek ve gerekçelendirecektir.2.3. Kontrol ve koruma sistemleri
2.3.1. Genel Gereksinimler
2.3.1.1. UR, aşağıdakiler için tasarlanmış kontrol ve koruma sistemlerini içermelidir:- reaktör çekirdeğinin reaktivitesini ve reaktör tesisi gücünün kontrol edilmesi;- nötron akışının (gücünün) yoğunluğunu, değişim hızını, reaktör çekirdeğinin reaktivitesinin ve reaktör santral gücünün korunması ve kontrolü için gerekli teknolojik parametreleri kontrol etmek;- reaktörü kritik altı duruma aktarmak ve kritik altı durumda tutmak.2.3.1.2. CPS'nin bileşimi, yapısı, özellikleri ve işleyişi UR tasarımında doğrulanmalıdır. UR projesi şunları içermelidir: nicel analiz CPS güvenilirlik göstergelerinin, bu tür göstergeleri düzenleyen düzenleyici belgelerin gerekliliklerine uygun olduğunu göstermesi gereken güvenilirlik.2.3.1.3. Pano tasarımı, CPS'nin dış ve iç etkilere (yangınlar, depremler, sel, elektromanyetik başlatmalar vb.), Olası arızalara ve arızalara (kısa devreler, yalıtım kalitesi kaybı, voltaj düşüşleri) tepkilerinin bir analizini içermelidir. ve reaktör tesisi için tehlikeli reaksiyonların olmadığını kanıtlayan dalgalanmalar, yanlış alarmlar, kayıp kontrolü vb.İşletme sırasında reaktör tesisi için tehlikeli CPS reaksiyonları tespit edilirse, reaktör tesisi kapatılmalı ve bunları ortadan kaldırmak için önlemler alınmalıdır. İşletme organizasyonu, yerleşik prosedüre uygun olarak, UR tasarımında uygun değişikliklerin yapılmasını sağlamalıdır.2.3.1.4. RI tasarımı, her biri birbirinden bağımsız olarak, tek arıza ilkesini veya personeli dikkate alarak reaktörü kritik altı bir duruma aktarabilecek ve kritik altı bir durumda tutabilecek en az iki reaktör kapatma sistemi sağlamalıdır. hata. Bu sistemler çeşitlilik, bağımsızlık ve yedeklilik göz önünde bulundurularak tasarlanmalıdır.2.3.1.5. Normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışma ihlalleri sırasında (AZ işlevini yerine getirmeyen) reaktör kapatma sistemlerinden en az biri aşağıdakilere sahip olmalıdır:- olası reaktivite salınımını hesaba katarak, reaktörü kritik altı bir duruma aktarmak ve kritik altı bir durumu sürdürmek için yeterli verimlilik;- tasarım temelli kazalar için belirlenen yakıt elemanlarına verilen hasar için tasarım sınırlarını ihlal etmeden reaktörü kritik altı bir duruma aktarmak için yeterli hız (acil durum çekirdek soğutma sistemlerinin çalışması dikkate alınarak).2.3.1.6. RI tasarımı, CPS çalışma gövdelerinin (AZ çalışma gövdeleri dahil) sayısını, verimliliğini, konumunu, gruplarının bileşimini, çalışma konumlarını, sırasını ve hareket hızını ve ayrıca sürücülerin sayısını tanımlamalı ve doğrulamalıdır.2.3.1.7. RI tasarımı, CPS çalışma parçalarının, tahriklerinin ve ayrıca reaktiviteyi etkilemenin diğer yollarının test edilmesi, değiştirilmesi ve onarıma çıkarılması için yöntem ve koşulları tanımlamalı ve gerekçelendirmelidir.2.3.1.8. CPS aktüatörleri, çalışma gövdelerinin ara konumlarının göstergelerine, son konum göstergelerine ve (mümkünse) doğrudan çalışma gövdesinden çalışan limit anahtarlarına sahip olmalıdır. Reaktivite üzerindeki diğer operasyonel etki araçları, durum göstergelerine ve (veya) nihai konumlara sahip olmalıdır.2.3.1.9. RI tasarımı, reaktörün ilk fiziksel çalıştırılması sırasında ek (standartlara ek olarak) bir CPS sisteminin kullanılmasını sağlıyorsa, bu sistem, CPS sistemi ile ilgili kısımdaki Bölüm 2.3'ün gerekliliklerine uygun olmalıdır.2.3.2. Acil koruma sistemi
2.3.2.1. en az biri öngörülen sistemler reaktörün kapatılması AZ'nin işlevini yerine getirmelidir.2.3.2.2. RI tasarımı, en verimli çalışma elemanlarından biri olmadan AZ işlevini yerine getiren reaktör kapatma sistemlerinin aşağıdakilere sahip olduğunu göstermelidir:- normal çalışmanın ihlali durumunda güvenli çalışma sınırlarını ihlal etmeden reaktörü kritik altı bir duruma aktarmak için yeterli hız;- tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere, normal çalışma ihlalleri durumunda reaktörü kritik altı bir duruma aktarmak ve reaktörün kritik altı durumunu sürdürmek için yeterli verimlilik.AZ'nin verimliliği, reaktörü uzun süre kritik altı durumda tutmak için yeterli değilse, RI tasarımı, yeterli verime sahip (sahip) başka bir (diğer) reaktör kapatma sisteminin/sistemlerinin otomatik olarak bağlanmasını sağlamalıdır. pozitif reaktivitenin olası salınımını hesaba katarak reaktörün kritik altı durumunu koruyun.2.3.2.3. Acil koruma, en az iki bağımsız çalışma grubu grubuna sahip olmalıdır.2.3.2.4. Acil koruma, madde 2.3.2.2'nin gereklilikleri dikkate alınarak başlatılan koruyucu eylem tamamlanacak ve AZ işlevinin performansının kontrolü sağlanacak şekilde tasarlanmalıdır.2.3.2.5. UR tasarımı, acil durum korumasının çalışmasına neden olan nedenlerin belirlenmesi ve ortadan kaldırılmasına yönelik prosedürün yanı sıra, AZ tetiklendikten sonra UR'nin normal çalışmasını geri yüklemek için operasyonel personelin eylemlerinin sırasını belirtecektir.2.3.2.6. AZ'nin sinyalinde, AZ'nin çalışma gövdeleri herhangi bir çalışma veya ara konumdan çalıştırılmalıdır.2.3.2.7. AZ'nin çalışma organları listelenmemişse çalışma pozisyonu UR tasarımı tarafından sağlanan reaktiviteyi etkileme araçları, pozitif reaktivitenin girişini hariç tutmalıdır. AZ'nin çalışma organlarının çalışma konumu ve bunların çıkarılması için prosedür UR projesinde belirlenmelidir.2.3.2.8. UR tasarımında normal çalışma ve acil koruma fonksiyonlarının reaktivitesini etkileme araçlarının birleştirilmesi durumunda, bunların işleyişi için prosedür geliştirilir ve doğrulanır. AZ'nin işleyişinin önceliği sağlanmalıdır.2.3.2.9. AP'nin yapısı, belirlenen kriterleri (tek arıza, ortak bir nedenden kaynaklanan arıza) ve güvenilirlik göstergelerini yerine getirme koşulundan seçilmelidir.2.3.2.10. AZ ekipmanı en az iki bağımsız setten oluşmalıdır.2.3.2.11. Her bir AZ ekipmanı seti, nominal değerin %10-7'si ile %120'si arasındaki nötron akı yoğunluğu aralığında koruma sağlanacak şekilde tasarlanmalıdır:- nötron akı yoğunluğuna göre - en az üç bağımsız kanala göre;- nötron akı yoğunluğu artış hızına göre - en az üç bağımsız kanal tarafından.2.3.2.12. Nötron akı yoğunluğunun ölçüm aralığının birkaç alt aralığa bölünmesi gerekiyorsa, ölçüm alt aralıklarının nötron akı yoğunluğu birimlerinde en az bir ondalık düzende örtüşmesi ve alt aralıkların otomatik olarak değiştirilmesi sağlanacaktır.Nötron akı yoğunluğunu izlemek için her kanala bir kayıt cihazı bağlamak mümkün olmalıdır.2.3.2.13. Her AZ ekipmanı seti, RI tasarımında oluşturulan tüm süreç parametreleri değişikliği aralığında, korumanın gerekli olduğu her bir süreç parametresi için en az üç bağımsız kanal tarafından acil koruma sağlanacak şekilde tasarlanmalıdır.2.3.2.14. AZ ekipmanının her bir setinden gelen acil durum sinyali, RI tasarımında verilen güvenilirlik analizi temelinde seçilen çoğunluk mantığı temelinde uygulanmalıdır. Asgari çoğunluk oyu 3'te 2'dir.AZ aktüatörleri için her setin kontrol komutları en az iki kanal üzerinden iletilmelidir.2.3.2.15. AP ekipmanının her bir setinde, nötron akı yoğunluğunun izlenmesi için kanalların ölçüm parçalarının, nötron akısının artış hızının izlenmesi için kanalların ölçüm parçaları ile birleştirilmesinin kabul edilebilirliği, RI tasarımında gerekçelendirilmelidir.2.3.2.16. Acil durum koruması, NOCS'nin herhangi bir öğesinin hizmetten çıkarılması veya arızalanması, acil durum korumasının işlevlerini yerine getirme yeteneğini etkilemeyecek şekilde NOCS'den ayrılmalıdır.2.3.2.17. Ekran elemanlarının kontrol kanalındaki arıza, bilgi kaydı ve teşhis, bu kanalın acil durum koruma fonksiyonlarını yerine getirme yeteneğini etkilememelidir.2.3.2.18. Kanalların her biri için ve bir bütün olarak acil durum koruma ekipmanı seti için, AZ'nin çalışma elemanlarını tetiklemeden acil durum koruma sinyallerinin geçişini ve zamanını kontrol etmek mümkün olmalıdır.2.3.2.19. Acil durum koruma sistemi, kanallardaki arızalar hakkında kontrol odasına bilgi çıkışı ve ayrıca kanal arızalarında AZ sinyallerinin oluşumu ile acil durum koruma ekipmanı setlerinin ve kanallarının servis verilebilirliğinin otomatik kontrolünü ve teşhisini sağlamalıdır. kümeler.2.3.2.20. UR projesinde, AZ ekipmanının metrolojik sertifikasyonu ve doğrulaması için yöntemler verilmeli ve gerekçelendirilmelidir.2.3.2.21. AZ setindeki bir setin veya bir kanalın hizmetten çıkarılmasının kabul edilebilirliği ve koşulları (süre, RI kapasitesi, diğer setlerin durumu vb.) UR tasarımında kanıtlanmalıdır.2.3.2.22. AZ ekipman setlerinden birinde bu set devre dışı bırakılmadan bir kanal devre dışı bırakıldığında, bu kanal için otomatik olarak bir alarm sinyali oluşturulmalıdır.2.3.2.23. Acil koruma işlevlerini, AZ'nin çalışması için ayarları ve koşulları ve ayrıca çalışma organlarının çalışmaya başlamadan önce sinyallerin geçiş zamanını yerine getirmenin gerekli olduğu parametrelerin listesi. AZ, UR tasarımında gerekçelendirilmelidir. AZ'nin çalışması için ayarlar ve koşullar, güvenli çalışma sınırlarının ihlalini önleyecek şekilde seçilmelidir.2.3.2.24. UR tasarımı, AZ'nin etkinleştirilmesini gerektiren başlatıcı olayların bir listesini içerecek ve gerekçelendirecektir.2.3.2.25. AZ'nin çalışması en azından aşağıdaki durumlarda gerçekleşmelidir:- nötron akı yoğunluğu açısından AZ ayar noktasına ulaşıldığında;- nötron akı yoğunluğundaki artış oranı açısından AZ ayar noktasına ulaşıldığında;- devre dışı bırakılmamış herhangi bir AZ ekipmanı ve CPS güç kaynağı veriyolu setinde bir voltaj arızası olması durumunda;- devreden çıkarılmamış herhangi bir AZ ekipmanı setinde nötron akı yoğunluğu veya nötron akı büyüme hızı açısından üç koruma kanalından herhangi ikisinin arızalanması durumunda;- AZ ayarlarına, korumanın gerekli olduğu teknolojik parametrelerle ulaşıldığında;- AZ'nin çalışmasını BPU (RPU) ile anahtardan başlatırken.2.3.2.26. AZ'nin çalıştırılmasını gerektirmeyen normal çalışma ihlalleri durumunda önleyici koruma (korumalar) kullanmanın kabul edilebilirliği ve (onların) uygulama koşulları UR tasarımında gerekçelendirilmelidir.2.3.2.27. Acil durum koruması, teknik araçların, AZ kanallarının çalışmasından giriş ve çıkış elemanları üzerinde etki olasılığını ve personele haber vermeden ve AZ'nin çalışma organlarını tetiklemeden ayarları değiştirme olasılığını ortadan kaldıracak şekilde tasarlanmalıdır. NPP ünitesinin güvenli çalışması için UR projesi ve teknolojik düzenlemeler tarafından sağlanmamıştır.2.3.2.28. Reaktör acil durum koruma fonksiyonunun performansı, güç kaynağı kaynaklarının mevcudiyetine ve durumuna bağlı olmamalıdır.2.3.3. Nötron akışı ve reaktivite kontrolü
2 .3.3.1. Nötron akısını kontrol etmek için, reaktör kontrol kanalları ile donatılmalıdır, böylece çekirdekteki nötron akı yoğunluğundaki tüm değişiklikler aralığında nominal değerin %10-7'sinden %120'sine kadar kontrol en az gerçekleştirilir:- nötron akı yoğunluğunu gösterge aletleriyle ölçmek için birbirinden bağımsız üç kanal;- nötron akı yoğunluğundaki değişim oranını ölçmek için birbirinden bağımsız üç kanal.2.3.3.2. Nötron akı yoğunluğunun izlenmesi için kanalların ölçüm parçalarının, nötron akı yoğunluğundaki değişim hızının izlenmesi için kanalların ölçüm parçalarıyla birleştirilmesinin kabul edilebilirliği, RI tasarımında gerekçelendirilmelidir. 2.3.3.3. Üç nötron akı yoğunluğu izleme kanalından en az ikisi, herhangi bir nötron akı yoğunluğu izleme kanalına bağlanabilen kayıt cihazlarıyla donatılmalıdır. Kayıt cihazları, nötron akı yoğunluğu değişikliklerinin tüm tasarım aralığı boyunca okumaları ölçme ve kaydetme yeteneği sağlamalıdır.2.3.3.4. Nötron akı yoğunluğu kontrol kanalları, reaktör termal gücünün tüm tasarım aralığı boyunca kalibre edilmelidir. UR projesi, NPP ünitesinin işletimi sırasında bu tür bir kalibrasyon ve sıklığı için metodoloji ve prosedürü doğrulamalı ve tanımlamalıdır.2.3.3.5. Nötron akı yoğunluğunun ölçüm aralığının birkaç alt aralığa bölünmesi durumunda, nötron akı yoğunluğunun ölçüm birimlerinde en az bir ondalık sırada alt aralıkların örtüşmesi ve alt aralıkların otomatik olarak değiştirilmesi sağlanmalıdır. -aralık. 2.3.3.6. Paragraf 2.3.3.1'de belirtilen nötron akı yoğunluğunu izlemek için kanallar varsa. çekirdeğin yüklenmesi (aşırı yüklenmesi) sırasında nötron akışının kontrolünü sağlamazsanız, reaktörün ek bir kontrol sistemi ile donatılması gerekir. Ek izleme sistemi çıkarılabilir, reaktör çekirdeğinin doldurulması ve yeniden doldurulması süresince kurulabilir ve nötron akı yoğunluğunun gösterge ve kayıt cihazlarıyla izlenmesi için en az üç bağımsız kanal içermelidir.2.3.3.7. RI tasarımındaki reaktivitedeki değişiklikleri kontrol etmek için sensörler, operasyonel görüntüleme cihazları, kayıt cihazları, nötron akı yoğunluğunun otomatik olarak değiştirilmesi ve reaktivite aralıkları ile bir reaktivite ölçer sağlanmalıdır.2.3.3.8. Reaktiviteyi belirlemek için metodoloji ve hatalar (sensörlerin sayısı ve yerleşimi, hesaplama için algoritmalar ve sabitler, hatalar ve ölçüm aralıkları) RI tasarımında gerekçelendirilmelidir.2.3.3.9. Reaktivite kontrol kanalları, otomatik çalışabilirlik testi ve bir arızanın uyarı sinyali için araçlarla donatılmalıdır.2.3.3.10. UR tasarımı, reaktivite kontrol kanallarının metrolojik sertifikasyonu ve doğrulanması için yöntemler sağlamalı ve sağlamalıdır.2.3.3.11. UR tasarımı, UR'nin operasyonel limitleri ihlal etmeden çalışmasını sağlayan UR otomatik güç kontrol sisteminin özelliklerini doğrulamalı ve oluşturmalıdır. Otomatik güç kontrol sistemi olmayan reaktör tesisinin, özellikle arızası durumunda, olasılığı ve izin verilen çalışma süresi ve ayrıca bu modda çalışırken reaktör tesisinin izin verilen gücü, reaktör tasarımında gerekçelendirilmelidir. bitki.2.3.3.12. Otomatik güç kontrol sisteminin girişine birkaç ölçüm kanalı bağlandığında, bu kanallardan birinin bağlantısının kesilmesi veya arızalanmasının reaktör gücünde bir değişikliğe neden olmaması için, çalışan ölçüm kanallarından bir sinyal almak için bir cihaz sağlanmalıdır. otomatik kontrol sisteminin etkisi nedeniyle.2.3.3.13. Nükleer yakıtı kapatılmış bir reaktörde yakıt ikmali yapılan reaktör tesisleri için, teknik önlemler, reaktiviteyi etkilemek için iki veya daha fazla yolla aynı anda pozitif reaktivite sağlama olasılığını ve ayrıca yükleme (boşaltma) sırasında reaktiviteyi etkileme yoluyla pozitif reaktivite sağlama olasılığını dışlamalıdır. nükleer yakıt.2.3.3.14. Reaktiviteyi etkileme yoluyla reaktivitedeki artış hızı, 0.07 beta eff/s'yi geçmemelidir. 0,7 beta eff'den daha yüksek verimliliğe sahip CPS çalışma elemanları için, pozitif reaktivite girişi, 0,3 beta eff'den fazla olmayan bir adım verimliliği ile adım adım olmalıdır (teknik önlemlerle sağlanır). RI tasarımı adım boyutunu, adımlar arasındaki duraklamayı ve reaktivite artış hızını belirtmelidir.2.3.3.15. Reaktörü çalıştırmadan önce, AZ'nin çalışan parçaları çalışma pozisyonuna getirilmelidir.AZ'nin çalışma elemanlarını, çekirdeğe yerleştirilen CPS'nin kalan elemanları ile çalışma pozisyonuna kurduktan sonra, kampanyanın herhangi bir anında reaktörün alt kritikliği, maksimum etkili çarpma ile çekirdeğin durumunda en az 0.01 olmalıdır. faktör2.3.3.16. Kanalın yoğunluğu ve (veya) nötron akısının yoğunluğundaki değişim oranını izleme başarısızlığına, operatöre bir alarm ve kayıt eşlik etmelidir. Bu durumda, böyle bir kanalın arızası hakkında bir sinyal üretilmelidir.2.3.3.17. RI tasarımı, reaktör çekirdeğinin mevcut reaktivite marjının değerlerinin ve çalışma sırasındaki değişikliklerinin hızlı otomatik olarak belirlenmesini ve kaydedilmesini sağlayan araçlar için gereksinimleri içermelidir. RI tasarımı, reaktiviteyi etkileme araçlarının toplam etkinliğini, acil durum koruma çalıştırma elemanlarının etkinliğini, CPS çalışma elemanları gruplarının etkinliğini, reaktiviteyi etkileyen parametreler için reaktivite katsayılarını (güç, soğutucu sıcaklığı, moderatör sıcaklığı, çözünmüş soğurucu konsantrasyonu vb.) ve ayrıca bu miktarları belirleme yöntemleri ve bunların belirlenmesindeki hatalar.2.3.3.18. RI tasarımı, reaktör alt kritikliğinin izlenmesi için araçlar ve yöntemler sağlayacaktır.2.3.3.19. RI tasarımı, reaktör çekirdeğindeki eşit olmayan güç salınımını kontrol etmek için araçlar ve bir ısı transferi krizinden önce marjı derhal hesaplamak için araçlar sağlamalıdır.2.3.3.20. Nötron akı yoğunluğunda dalgalanma olmadığının kanıtlanmadığı reaktör çekirdekleri için, RI tasarımı, nötron akı yoğunluğundaki dalgalanmaların izlenmesi ve kontrol edilmesi için araçlar sağlamalı ve operasyonel hasar limitlerini ihlal etmeden dalgalanmaları kontrol etme prosedürünü belirtmelidir. yakıt elemanlarına.2.4. Normal çalışma için kontrol sistemleri ve güvenlik için kontrol sistemleri
2.4.1. UR tasarımı, NOCS, CSS ve bunların elemanlarının yanı sıra RI teşhis sistemlerinin bileşimi, yapısı, ana özellikleri, miktarı ve yerleştirme koşulları için gereksinimleri sunacak ve gerekçelendirecektir.2.4.2. UR projesi aşağıdakileri doğrulamalı ve sağlamalıdır:- reaktör tesisinin durumuyla ilgili kontrollü parametreler ve sinyaller;- ayarlanabilir parametreler ve kontrol sinyalleri;- PZ'nin ayarları ve çalışma koşulları;- reaktör tesisi teşhis sensörlerinin yerleri;- güvenlik sistemlerinin devreye alınmasını belirleyen parametreler.2.4.3. UR tasarımında, USNE ve CSS'nin, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışma ihlalleri sırasında UR'nin teknik durumunun izlenmesini ve güvenli kontrolünü sağladığı gösterilecektir.2.4.4. UR tasarımı, UR ekipmanının koruma ve kilitleme listelerini ve bunların çalıştırılmasına ilişkin koşullar için teknik gereksinimleri içerecek ve gerekçelendirecektir.2.4.5. USNE ve CSS'de, en azından aşağıdaki sinyalleri üreten cihazlar sağlanmalıdır:- acil durum bildirimi (belirli bir sinyal tonuna sahip siren) - UR tasarımı tarafından öngörülen durumlarda;- acil durum (ışık ve ses) - parametreler AZ'nin çalışması için ayarlara ve koşullara ulaştığında;- uyarı (ışık ve ses) - şalt sisteminin sistemlerinin ve elemanlarının normal çalışmasının ihlali ve PZ'nin çalışması için ayar ve koşulların parametreler tarafından yerine getirilmesi durumunda;- gösterge - güç kaynağı devrelerinde voltajın varlığı, ekipmanın durumu hakkında.2.4.6. USNE ve CSS'nin teşhisi sağlanmalıdır.2.4.7. NOCS ve CSS, başlatıcı kaza olaylarını tanımlayabilecek, güvenlik açısından önemli olan RP sistemlerinin çalışması için gerçek algoritmaları oluşturabilecek, standart algoritmalardan sapmalar ve operasyon personelinin eylemleri mümkün olacak şekilde tasarlanmalıdır.2.4.8. 2.4.7 maddesinin gerekliliklerini yerine getirmek için, aşağıdakiler için kayıt sağlanmalıdır:- başlatma olayının güvenilir bir şekilde belirlenmesini mümkün kılan reaktör tesisi sistemlerinin (elemanlarının) durumunun parametreleri ve işaretleri;- kontrol sinyalleri;- güvenlik için önemli olan reaktör tesisi sistemlerinin durumlarını karakterize eden parametrelerdeki değişiklikler;- korumaların devreye alınacağı parametreler;- güvenlik sistemlerinin bağlantı parçalarının konumları;- radyasyon durumunu karakterize eden parametreler;- video bilgileri de dahil olmak üzere operasyonel personelin eylemleri;- operasyonel personelin iletişim sistemleriyle ilgili müzakereleri.2.4.9. UR projesi, madde 2.4.8'de belirtilen bilgilerin kaydı ve depolanmasının hacmi ve yoğunluğu hakkında veri sağlamalı ve bunları sağlamalıdır.2.4.10. Tescil araçları çalışır durumda kalmalı ve tasarım esaslı koşullarda ve tasarım esaslı kazaların ötesinde ("kara kutu" tipi bir cihazda) bilgilerin korunmasını sağlamalıdır.2.4.11. UR projesinde aşağıdakiler oluşturulmalıdır:- USNE'nin kısmi işlev kaybı ile çalışabilirliğine bağlı olarak reaktör gücünün izin verilen değerleri;- USNE ve CSS'yi ve parçalarını onarıma sokma koşulları.2.4.12. Düzenlenmiş ve izlenen parametreler için, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışma ihlalleri sırasında değişim aralıkları ve oranları gerekçelendirilmelidir.2.4.13. USNE ve CSS'nin unsurları, metrolojik inceleme ve sertifikasyondan geçmelidir.2.4.14. RC projesi, NOCS ve CSS'nin dış ve iç etkilere verdiği yanıtların bir analizini içermelidir. olası arızalar ve arızalar (kısa devreler, yalıtım kalitesi kaybı, voltaj düşüşleri ve başlatmalar, yanlış alarmlar, sinyal kaybı vb.) ve şalt cihazının ana ekipmanındaki arızalar, pano için tehlikeli reaksiyonların olmadığını kanıtlamaktadır. Reaktör tesisi için tehlikeli olan reaksiyonların çalışması sırasında reaktör tesisinin NOCS ve CSS'si durdurulmalı ve ortadan kaldırılması için önlemler alınmalıdır. İşletme organizasyonu, yerleşik prosedüre uygun olarak, UR tasarımında uygun değişikliklerin yapılmasını sağlamalıdır.2.4.15. USNE ve CSS'de programlanabilir ve yazılım araçlarının kullanımı, testlerle gerekçelendirilmeli ve onaylanmalıdır. Kullanılan bellenim ve yazılım doğrulanmalıdır.2.4.16. Reaktör tesisi ve sistemlerinin kontrolü, kontrol odasından ve (gerekirse) yerel kontrol noktalarından yapılmalıdır.2.4.17. Kontrol odasına ek olarak her ünitede, reaktörün kritik altı duruma ve reaktör tesisinin acil soğutmasına aktarılması gereken bir kontrol odası ve ayrıca tesisin güvenliği için gerekli teknolojik parametrelerin kontrolü sağlanmalıdır. reaktör tesisi, eğer herhangi bir nedenle (yangın vb.) BPU ile bu yapılamıyorsa.2.4.18. MCR, RPU ve yerel kontrol noktalarının ekipman ve aparatlarının bileşimine ilişkin gereksinimler, RI tasarımında belirlenecektir.2.4.19. RPU, en azından aşağıdakiler dahil olmak üzere, sistemlerin durumu ve sistemlerin bireysel unsurları hakkında bilgi göstermelidir:- çekirdekteki nötron akı yoğunluğu;- acil durumda soğumaya dahil olan soğutma sıvısı ve sistemlerin parametreleri;- CPS çalışma organlarının ara ve nihai konumlarının göstergeleri;- reaktiviteyi etkileme araçlarının durumunun göstergeleri (reaktiviteyi etkileme araçlarının işlevlerini yerine getirmeye hazır olup olmadığını ve çalışma gerçeğini ve ayrıca durum parametrelerini açıkça belirleyen pompaların ve elemanların bağlantılarının durumu sıvı emici çözeltinin (kullanılıyorsa) - sıcaklık, basınç, konsantrasyon vb.;- valf konumunun göstergeleri ve soğutma sağlayan sistemlerin durumu.2.4.20. MCR ve RPU'nun kontrol ve izleme devrelerinin ortak bir nedenden dolayı arızalanma olasılığı, düşünülen başlatma olaylarıyla hariç tutulmalı ve her bir özel eleman için MCR ve RPU ile eşzamanlı kontrol olasılığı teknik yollarla hariç tutulmalıdır.2.4.21. Sıvı emicinin reaktöründe, birincil devresinde, acil durum depolama tanklarında ve RI (NPP) tasarımına göre sıvı emici çözelti ile doldurulmuş tüm sistemlerde, sıvı emici çözeltinin RI (NPP) tasarımı tarafından belirtilen konsantrasyonları olmalıdır. emin olun. Sıvı emici çözeltideki emici nüklidin konsantrasyonunu ölçme yöntemi ve sıklığı, RI (NPP) tasarımında belirlenecektir.2.4.22. Reaktör tesisinde ve reaktör tesisinin işletilmesi sırasında absorbe edicinin acil durum besleme tanklarında (kullanılıyorsa) sıvı veya gazlı absorberlerin bir solüsyonundaki nötron absorbe eden nüklidlerin içeriğinin de izlenmesi için teknik araçlar sağlanacaktır. kaplarda emici çözeltinin tek tip bir konsantrasyonunu korumak için teknik araçlar olarak.2.4.23. Teknik araçlar veya organizasyonel önlemler, tasarım özelliklerine uygunluk için reaktiviteyi etkilemek için kullanılan malzemelerdeki nötron soğuran nüklidlerin içeriğinin girdi kontrolünü sağlamalıdır.2.4.24. Bir sıvı emici çözeltinin acil beslemesi için her bir kap, MCU ve RPU'ya bir uyarı sinyali verilmesiyle seviye kontrolü ve (veya) basınç ölçümü için en az iki kanalla donatılmalıdır.2.4.25. Normal çalışma sırasında, tasarım temelli kazalar (tam karartma modu dahil) dahil olmak üzere normal çalışmanın ihlal edilmesi durumunda, USNE ve CSS'ye UR tasarımında belirtilen miktarda güvenilir elektrik ve güç kaynağı sağlanmalıdır.2.4.26. USNE, endüstriyel bir televizyon sistemi ve kontrol odası, RPU ve yerel kontrol noktaları (telefon, hoparlör, radyo vb.) ile iletişim araçları içermelidir.2.4.27. USNE ve CSS bir sistem içermelidir bilgi desteğiŞebeke.2.4.28. NOCS ve CSS, durumu değerlendirmek ve karar vermek için tasarımın ötesindeki kaza koşullarında NPP'nin harici ve dahili acil durum kontrol merkezlerine bilgi iletme araçlarını sağlayacaktır.2.4.29. UR projesi, organizasyonel ve (veya) teknik önlemler USNE ve CSS'ye yetkisiz erişimi engellemek için.2.5. RP soğutucu devresi (birincil devre)
2.5.1. RI tasarımı, birincil devrenin sınırlarını tanımlamalıdır.2.5.2. RI tasarımı, tasarım esası da dahil olmak üzere normal çalışma ve normal çalışma ihlalleri sırasında olası fizikokimyasal, termal, kuvvet ve diğer etkileri dikkate alarak, tasarım hizmet ömrü boyunca birincil devre elemanlarının ve sistemlerinin çalışmasının güvenilirliğini kanıtlayacaktır. kazalar. Tasarım hizmet ömrü belirlenirken dikkate alınan etkilerin sayısı ve niteliği, UR tasarımında verilmeli ve gerekçelendirilmelidir.2.5.3. RI tasarımı, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışmanın kesintiye uğraması durumunda, reaktör basınçlı kabın gücünün NPP ünitesinin tüm ömrü boyunca sağlandığını göstermelidir.2.5.4. Ekipmanın yerleşimi ve birincil devrenin geometrisi, tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere, zorunlu sirkülasyonun kaybolması veya olmaması durumunda, birincil devrede soğutucu akışkanın doğal dolaşımının gelişmesi için koşullar sağlamalıdır.2.5.5. Birincil devre boru hatları, kesintiler sırasında oluşan reaktif kuvvetlere maruz kaldığında kabul edilemez hareketleri kontrol edecek ve önleyecek cihazlarla donatılmalıdır. RI tasarımı, tasarım kaynaklı kazalar olması durumunda bu cihazların gücünü ve etkinliğini doğrulayacaktır.2.5.6. Reaktör tesisinin birincil devresinden ısı transferi için ısı değişim ekipmanı, çalışma sırasında ısı transfer özelliklerinin bozulmasını telafi etmek için bir ısı değişim yüzeyi rezervine sahip olmalıdır.2.5.7. Cebri sirkülasyon kullanılıyorsa, bu sirkülasyonu gerçekleştiren pompalar, güç kaynaklarının kesilmesi durumunda ve herhangi bir reaktör güç seviyesinde EP çalışması durumunda, primerin cebri akışını sağlayacak yeterli atalete sahip olmalıdır. doğal sirkülasyonun, yakıt çubuklarına verilen hasarın çalışma sınırlarını aşmadan artık ısının giderilmesini garanti ettiği ana kadar soğutma sıvısı.2.5.8. UR projesi aşağıdaki araçları sağlamalıdır:- normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışma ihlali durumunda birincil devrede kabul edilemez basınç artışına karşı otomatik koruma;- sıcaklık değişikliklerinden kaynaklanan soğutucu hacmindeki değişikliklerin telafisi;- sızıntılar sırasında ısı taşıyıcı kayıplarının telafisi. Bu yollarla telafi edilen maksimum akış hızı, RI tasarımında belirlenir.2.5.9. UR tasarımı, ana sirkülasyon boru hattından uzanan boru hatlarına sızıntı sınırlayıcıların kurulumunu sağlayacaktır. Sızıntı sınırlayıcıları takmayı reddetme, RI tasarımında gerekçelendirilmelidir.2.5.10. Birincil devrenin elemanları, sismik etkilerin etkisini azaltan cihazlarla donatılmalıdır. Birincil devre elemanlarının bu tür cihazlarla donatılmasının reddedilmesi, RI tasarımında doğrulanmalıdır.2.5.11. RI ve NPP tasarımları, soğutma sıvısının kalitesinin göstergelerini oluşturacaktır, kimyasal bileşim ve çalışma sırasında izin verilen radyonüklid içeriği, bakım ve kontrolleri için teknik araçlar ve organizasyonel önlemler sağlanır. Soğutma sıvısının kalitesini sağlamak için teknik çözümler ve organizasyon önlemleri ile bunların kontrol yöntemleri ve araçları, RI ve NPP tasarımlarında gerekçelendirilmelidir.2.5.12. RI tasarımı, birincil devreyi, proses düzenlemelerinde öngörülmeyen, soğutucuyu boşaltmak için NPP ünitesinin güvenli çalışmasından korumak için teknik önlemler sağlayacaktır. Onarım çalışmaları ve yakıt ikmali sırasında kısmi drenajın kabul edilebilirliği, UR tasarımında doğrulanmalıdır.2.5.13. RI tasarımı, tasarımda belirtilen doğrulukla birincil soğutma sıvısı sızıntısının yerini ve büyüklüğünü tespit etmek için araçlar ve yöntemler sağlayacaktır.2.5.14. Teknik önlemler, RI (NPP) tasarımının izin verdiğinden daha düşük bir konsantrasyona sahip saf yoğuşma sıvısı ve sıvı emici çözeltinin birincil soğutucuya ve RI (NPP) tasarımına göre bir sıvı ile doldurulması gereken diğer sistemlere öngörülemeyen girişini hariç tutacaktır. emici çözüm2.6. Acil durum çekirdek soğutma sistemleri
2.6.1. RI ve NPP tasarımları, acil durum çekirdek soğutma sistemlerini sağlayacaktır. Acil durum çekirdek soğutma sistemlerinin bileşimi, yapısı ve özellikleri, RI ve NPP tasarımlarında doğrulanacaktır.2.6.2. Acil durum çekirdek soğutma sistemleri, bağımsızlık ve yedeklilik ilkeleri dikkate alınarak tasarlanmalı ve tek bir arıza veya insan hatası ilkesi dikkate alınarak, tasarımda yakıt elemanları için tasarım hasar sınırlarının ihlalini önleme işlevini yerine getirebilmelidir. temel kazalar.2.6.3. Acil durum soğutma sistemlerinin çalıştırılmasına ilişkin parametreler, ayarlar ve koşullar listesi, tasarım esaslı kazaların analizine dayalı olarak RI (NPP) tasarımında doğrulanmalıdır.2.6.4. Acil durum çekirdek soğutma sisteminin bir kanalının hizmetten çıkarılması için kabul edilebilirlik ve koşullar, RI (NPP) tasarımında doğrulanmalıdır.2.6.5. RI (NPP) tasarımı, acil durum çekirdek soğutma sistemlerinin etkinleştirilmesi ve çalıştırılmasıyla ilgili sistemler (elemanlar) üzerindeki olası tüm etkileri dikkate alacaktır.2.6.6. UR (NPP) tasarımı, teknik ve organizasyonel düzenlemeler acil durum çekirdek soğutma sistemlerine yetkisiz erişimi engellemek için.2.6.7. RI (NPP) tasarımı, acil durum çekirdek soğutma sistemlerinin güvenilirlik göstergelerinin bir doğrulamasını içermelidir.2.6.8. Reaktör kritik altı durumdayken, acil durum çekirdek soğutma sistemlerinin aktivasyonu ve çalışması onu kritik altı durumdan çıkarmamalıdır.2.6.9. Acil soğutma sistemleri, RI (NPP) tasarımında doğrulanan soğutucu parametrelerinde reaktör çekirdeğinin soğutulmasını ve uzun süreli bakımını sağlamalıdır.2.7. Yakıt ikmali cihazları ve temel yakıt ikmali prosedürleri
2.7.1. Aşırı yük cihazları
2.7.1.1. UR tasarımı, yakıt ikmal cihazlarının bileşimini ve bunların yerine getirilmesi, yakıt ikmali sırasında arızalar ve hasarlar da dahil olmak üzere yakıt tertibatlarının ve çekirdeğin diğer unsurlarının güvenli bir şekilde kullanılmasını sağlayan gereksinimleri doğrulayacak ve listeleyecektir. yakıt ikmali cihazları.2.7.1.2. Yakıt ikmali yakıt tertibatlarından ısı giderme, normal çalışma ve arızalar sırasında yakıt ikmali operasyonları için RI tasarımı tarafından belirlenen yakıt elemanlarının sıcaklık parametreleri aşılmadan sağlanacaktır.2.7.1.3. Yakıt ikmali cihazları, normal çalışma ve arızaları sırasında, reaktör tesisinin ve reaktörde nükleer yakıt depolama tesislerinin normal çalışma koşulları ihlal edilmeyecek şekilde tasarlanmalıdır.2.7.1.4. Şalt donanımının ve NPP'nin tasarımı, aşırı yük cihazlarının kurulumu, işletimi, bakımı, onarımı, testi ve periyodik muayenesi ile bunların güvenilirliği için gereksinimleri içerecektir.2.7.1.5. Transfer cihazları, muayene, onarım, test ve bakım için erişilebilecek şekilde tasarlanmalıdır (inşa edilmelidir).2.7.1.6. Yakıt ikmali cihazları tasarlanırken, yakıt tertibatlarının ve çekirdeğin diğer elemanlarının hasar görmesini, deformasyonunu, tahribatını veya düşmesini ve ayrıca çıkarma veya kurulum sırasında bunlara kabul edilemez kuvvetlerin uygulanmasını önlemek için önlemler alınmalıdır. İzin verilen maksimum kuvvetlerin değerleri RI tasarımında verilecektir. Yeniden yükleme için tasarım dışı fonların kullanılması yasaktır.2.7.1.7. Yakıt ikmali cihazları tasarlanırken, güç kaynağının kesilmesinin, yakıt tertibatlarının ve çekirdeğin diğer yeniden yüklenen elemanlarının düşmesine yol açmaması sağlanmalıdır.2.7.1.8. UR'nin tasarımı, yeniden yükleme cihazlarıyla yakıt düzeneklerinin ve çekirdeğin diğer elemanlarının izin verilen hareket hızlarını doğrulamalı ve oluşturmalıdır.2.7.1.9. Yeniden yükleme cihazlarının kabul edilebilir sınırlar içinde hareket etmesini sağlamak için teknik araçlar (kilitler vb.) sağlanmalıdır.2.7.1.10. Yakıt ikmal cihazlarının çalışma koşullarının arızalanması veya ihlali durumunda, UR tasarımı, yakıt gruplarının ve çekirdeğin diğer elemanlarının güvenli yerlere güvenilir şekilde taşınması için ekipman sağlayacaktır.2.7.1.11. Yakıt ikmali cihazlarında, yakıt ikmali yapılan yakıt gruplarının konumu (durumu) ve yönü, diğer çekirdek elemanlar ve kavrayıcılar hakkında bilgi sunmak için gösterge aletlerine sahip konsollar (paneller) bulunmalıdır.2.7.1.12. Teknolojik kanalla bağlantı anında veya yakıt düzeneklerinin ve diğer yeniden yüklenen elemanların çekirdeğe (çekirdekten çıkarılmış) sokulması sırasında yakıt ikmali cihazlarının hareket ettirilmesi olasılığı hariç tutulmalıdır.2.7.1.13. Yakıt tertibatları ve yeniden doldurulmuş diğer çekirdek elemanlar tasarım dışı bir konumdayken yakıt ikmal cihazlarının hareketini önlemek için kilitler sağlanacaktır.2.7.1.14. Aşırı yükü kontrol etmek için endüstriyel bir televizyon sistemi sağlanmalıdır. UR ve NPP projeleri, yeniden yükleme sırasında endüstriyel bir televizyon sistemi kullanılarak kontrol edilen bir operasyon listesi tanımlamalıdır.2.7.2. Aktarma prosedürü
2.7.2.1. UR projesinde aşağıdakiler doğrulanmalıdır:- aşırı yüklenmenin yolları;- yeniden yükleme sıklığı, hacmi ve programı;- yakıt ikmali sırasında nötron akışı yoğunluk kontrolü dahil nükleer güvenliği sağlamak için teknik araçlar ve organizasyonel önlemler;- sıvı emici çözeltinin (kullanılıyorsa) çalışma konsantrasyonu, numune alma noktaları, kontrol araçları ve bakım yöntemleri.2.7.2.2. RI ve NPP tasarımlarında ve NPP SAR'da, başlatma olayları olarak, yakıt ikmali sisteminin ekipman arızalarına ek olarak, yükleme (yakıt ikmali) sırasında olası hatalar ve bunların sonuçları dikkate alınmalı ve hataları ortadan kaldıracak önlemler alınmalıdır. gelişmiş.2.7.2.3. Temel yakıt ikmali prosedürü, program ve (veya) yakıt ikmali için talimatlar, çalışma programı ve NPP personeli tarafından derlenen, NPP idaresi tarafından onaylanan ve öngörülen şekilde kabul edilen yakıt ikmali kartogramları tarafından belirlenir.2.7.2.4. Yeniden yükleme ve onarım çalışmaları yapılırken, organizasyonel önlemler ve mümkünse teknik araçlar, reaktör tesisinin ekipmanının, bağlantı parçalarının ve boru hatlarının iç alanına yabancı cisimlerin girmesini engellemelidir.2.7.2.5. Yakıt ikmalinin CPS çalışma elemanlarının devre dışı bırakılmasıyla gerçekleştirildiği reaktörlerde, yakıt ikmali, CPS çalışma elemanları ve çekirdeğe eklenen reaktiviteyi etkileyen diğer araçlar ile yapılmalıdır. Yakıt ikmali sırasında reaktörün minimum kritikliği, olası hatalar dikkate alınarak en az 0,02 olmalıdır.2.7.2.6. Yakıt ikmalinin CPS çalışma elemanlarının ayrılmasıyla gerçekleştirildiği ve reaktivitenin bir sıvı absorbe edici solüsyonla dengelendiği reaktörlerde, yakıt ikmali, CPS çalışma elemanları ve çekirdeğe verilen reaktiviteyi etkileyen diğer araçlar ile yapılmalıdır. Sıvı emici çözeltinin konsantrasyonu, (olası hatalar dikkate alınarak) reaktörün alt kritikliğinin en az 0,02 (CPS'nin dahil edilen çalışma elemanları dikkate alınmadan) sağlandığı bir değere getirilmelidir.2.7.2.7. Gerekli alt kritikliğin yakıt ikmali sırasında bir sıvı emici çözeltisi ile sağlandığı reaktörlerde, yakıt ikmali sırasında reaktöre ve birincil devreye temiz kondensatın sağlanamayacağını garanti etmek için teknik araçlar ve organizasyonel önlemler sağlanmalıdır.2.7.2.8. CPS sürücülerinin üstten düzenlenmesine sahip gemi tipi reaktörlerde, reaktör ve CPS aktüatörlerinin tasarımı, üst ünite çıkarıldığında CPS çalışma gövdelerinin devre dışı durumunu sağlamalıdır. Teşhis araçları, açma durumunu kaydedecektir.2.7.2.9. Reaktör tesisinin tasarımı, aşırı yüklenmeler sırasında CPS'nin çalışma gövdelerinin "yüzmesini" hariç tutan teknik önlemler sağlamalıdır.2.7.2.10. Durdurulmuş bir kanal tipi reaktörde yakıt düzeneklerinin ve çekirdeğin diğer elemanlarının yeniden yüklenmesi, çekirdeğin çalışma gövdeleri eğilmiş olarak yapılmalıdır. Yakıt ikmali sırasında reaktörün minimum kritikliği, olası hatalar dikkate alınarak en az 0,02 olmalıdır.2.7.2.11. Reaktör güçte çalışırken yakıt ikmali yapılan reaktör tesisleri için, RI tasarımı, yakıt ikmali sırasında izin verilen çalışma modlarını (güç, soğutucu akış hızı, vb.) doğrulamalı ve tanımlamalıdır. Yükleme hataları veya reaktivite etkileri nedeniyle ortaya çıkabilecek aşırı reaktiviteyi bastırmak için kullanılan araçların etkinliği gerekçelendirilmelidir.2.7.2.12. Yakıt ikmali sürecinde, reaktör güçte çalışırken, birincil devrenin sızdırmazlığı ihlal edilmemeli ve ayrıca birincil devreden soğutucu sızıntısı olmadığını kontrol etmek için araçlar sağlanmalıdır.2.7.2.13. Kısmi yakıt ikmali olan reaktörler için, yakıt ikmali tamamlandıktan sonra, ana tasarımı ve çekirdeğin hesaplanan nötronik özelliklerini doğrulamak için testler (ölçümler) yapılmalıdır. Sürekli yakıt ikmali olan reaktörler için, testlerin (ölçümlerin) sıklığı RI tasarımında doğrulanmalıdır.Test sürecinde, deneysel ölçüm sonuçlarının RI tasarımında belirlenen kriterlere göre hesaplanan parametrelere uygunluğu kontrol edilecektir.3. NPP ünitesini devreye alırken nükleer güvenliğin sağlanması
3.1. Reaktörün fiziksel başlangıcı
3.1.1. Fiziksel başlatma sırasında, reaktörün nötron-fiziksel parametreleri, reaktivitenin etkileri, düzenleyici ve AZ'nin etkinliği vb. hakkında deneysel veriler elde edilmelidir.3.1.2. Reaktörün nükleer yakıtla yüklenmesi de dahil olmak üzere, reaktörün fiziksel olarak başlatılması, fiziksel başlatma programına uygun olarak gerçekleştirilir. Fiziksel başlatma programı, işletme organizasyonu tarafından geliştirilir ve onaylanır.3.1.3. Reaktörün fiziksel olarak başlatılması için program şunları içermelidir:- reaktörün fiziksel olarak çalıştırılması için gerekli sistem ve ekipmanların bir listesi;- reaktöre yakıt tertibatları (yakıt çubukları ile) yükleme prosedürü;- kritik bir duruma ulaşma prosedürü;- testlerin (ölçümlerin) tanımı ve bunların uygulanması için prosedür;- kritik yüklemelerin beklenen değerleri, reaktiviteyi etkileyen organların kritik pozisyonları (durumları), bunların verimliliği, yüklü yakıt tertibatlarının (yakıt çubukları), soğutucunun reaktivitesi üzerindeki etkisinin değerlendirilmesi;- test ve ölçüm yöntemleri;- fiziksel fırlatma sırasında nükleer güvenliği sağlamaya yönelik önlemler.3.1.4. Reaktörün fiziksel olarak başlatılması için hazır olup olmadığının kontrol edilmesi gerçekleştirilir:- işletme organizasyonu tarafından atanan bir çalışma komisyonu;- atom enerjisinin kullanımında güvenliğin devlet tarafından düzenlenmesi için vücudun komisyonu.3.1.5. Çalışma komitesi şunları kontrol eder:- UR ve NPP projeleri ile yapılan işin uygunluğu;- ekipmanın çalışabilirliği, ekipman test raporlarının mevcudiyeti, işletmeye alma öncesi ayarlama çalışmalarının tamamlandığına dair sertifikalar;- operasyonel belgelerin mevcudiyeti ve yürütülmesi;- vardiya personeli için çalışma izni ve fizikçileri denetleyerek sınavları geçmek için protokollerin mevcudiyeti.Çalışma komisyonu, sistemlerin, ekipmanın hazır olup olmadığı ve personelin fiziksel bir fırlatma için hazırlığı hakkında bir eylem hazırlar. Kanun, faaliyet gösteren kuruluş tarafından öngörülen şekilde onaylanmalıdır.3.1.6. Atom enerjisi kontrollerinin kullanımında devlet güvenliği düzenlemesi için organ komisyonu:- fiziksel başlatma için AC ünitesinin teknik hazırlığı:- tasarım ve operasyonel belgeler;- fiziksel fırlatma için personelin hazırlığı.3.1.7. Nükleer yakıtın işletmeye alınan bir NPP ünitesinin sahasına ilk teslimatı, NPP ünitesinin çalışması için atom enerjisinin kullanımında güvenlik için devlet düzenleyici otoritesinden bir lisans varsa ve nükleer santrale dayalı olarak gerçekleştirilebilir. nükleer yakıt dağıtımı için nükleer santral ünitesinin hazır olup olmadığına dair atom enerjisinin kullanımında güvenlik için devlet düzenleyici otoritesi tarafından yapılan bir incelemenin sonuçları.3.1.8. Fiziksel bir fırlatma yapma kararı, sistem ve ekipmanın hazırlığı, personelin fiziksel bir fırlatma için hazırlığı ve ayrıca işletim organizasyonunun eylemi hakkındaki çalışma komisyonunun eylemi temelinde oluşturulan prosedüre uygun olarak verilir. NPP ünitesinin fiziksel başlatma için hazır olmasının atom enerjisinin kullanımında güvenlik için devlet düzenleyici kurum tarafından yapılan incelemenin sonuçlarına dayanan eksikliklerin ortadan kaldırılması hakkında3.1.9. Fiziksel başlatma sırasında testler (ölçümler) sırasında acil durum öncesi bir durum olması durumunda, testler (ölçümler) sonlandırılmalı ve reaktör kritik olmayan bir duruma aktarılmalıdır.3.1.10. Reaktör çekirdeğini yakıt düzenekleri (yakıt elemanları) ile doldurmanın sonuçları ve fiziksel başlatma sırasındaki testlerin sonuçları, güvenlik için devlet düzenleyici kurumuna sunulması gereken eylemler ve raporlarda belgelenmelidir. Atom enerjisinin öngörülen şekilde kullanılması.3.2. AC ünitesinin enerji başlangıcı
3.2.1. NPP ünitesinin güç başlatması, güçte aşamalı ve kademeli bir artış, RP ve NPP ünitesi parametrelerinin belirlenmesi ve iyileştirilmesi, NPP ünitesinin sistem ve ekipmanlarının kapsamlı test edilmesi, planlı testler (ölçümler) içerir. ) her aşamada ve elde edilen sonuçların analizi.3.2.2. NPP ünitesinin güç başlatması, NPP ünitesinin güç başlatma programına uygun olarak gerçekleştirilir, fiziksel başlatmanın sonuçlarına göre düzeltilir (gerekirse). Güç başlatma programı, işletme organizasyonu tarafından geliştirilir ve onaylanır.3.2.3. Güç başlatma programı, uygulanması için prosedürü, reaktörün nötron-fiziksel özelliklerinin beklenen değerlerini (reaktivite etkileri vb.), reaktör tesisinin termal özelliklerini, test prosedürlerini, sağlanması için önlemleri içermelidir. güç başlatma sırasında nükleer güvenlik, vb.3.2.4. Güç başlatma programı, NPP güç ünitesinin çalışma modlarının test edilmesini ve test edilmesini, güvenlik sistemlerinin güvenli ve dinamik olarak test edilmesi de dahil olmak üzere, reaktörün nominal güç seviyesine güvenli bir şekilde getirilmesini sağlayan kapsam ve sırayla kontrol edilmesini sağlamalıdır. güç gelişiminin tüm aşamalarında geçici modların kararlı geçişi.3.2.5. NPP ünitesinin güç başlatmaya hazır olup olmadığını kontrol etmek, çalışma komisyonu tarafından gerçekleştirilir. Çalışma komisyonu, NPP ünitesinin sistem ve ekipmanlarının gücün devreye alınması, reaktörün devreye alınması, turbojeneratörlerin çalıştırılması ve NPP ünitesinin elektrik şebekesine dahil edilmesi, vardiya personelinin istihdamı, eğitimi için hazır olup olmadığını kontrol eder. ve işe giriş. Komisyon, NPP ünitesinin güç başlatmaya hazır olup olmadığına dair bir eylem hazırlar. Kanun, faaliyet gösteren kuruluş tarafından öngörülen şekilde onaylanmalıdır.Gerekirse, atom enerjisi kullanımında devlet güvenlik düzenlemesi kurumu, NPP ünitesinin güç başlatmaya hazır olup olmadığını kontrol etmek için bir komisyon gönderir.3.2.6. NPP ünitesinin güç başlatması, çalışma komisyonunun eyleminde ve atom enerjisinin kullanımında güvenlik için devlet düzenleyici kurumun komisyonunun eyleminde belirtilen eksikliklerin giderilmesinden sonra gerçekleştirilir (eğer olması durumunda). atom enerjisinin kullanımında güvenlik için devlet düzenleyici kurumun komisyonu tarafından doğrulama).3.2.7. Elektrik başlatma kararı, NPP ünitesinin elektrik başlatmaya hazır olup olmadığına ilişkin çalışma komisyonunun eylemi ve ayrıca işletme kuruluşunun ortadan kaldırılmasına ilişkin eylemi temelinde öngörülen şekilde verilir. Atom enerjisinin kullanımında (eğer gerçekleştiriliyorsa) güvenlik için devlet düzenleyici kurumun komisyonu tarafından yapılan incelemenin sonuçlarına dayanan eksikliklerin, AC ünitesinin güç başlatmaya hazır olup olmadığı.3.2.8. Fiziksel ve güç başlatmanın sonuçlarına dayanarak, işletmeci organizasyon bir rapor yayınlayacak ve (gerekirse) NPP SAR'ı değiştirecektir.4. İşletme sırasında nükleer güvenliğin sağlanması
4.1. NPP ünitesinin güvenli çalışmasını belirleyen ana belge, güvenli operasyon için kurallar ve temel yöntemler, güvenlikle ilgili operasyonların gerçekleştirilmesi için genel prosedür ve ayrıca nükleer santral ünitesinin güvenli çalışması için teknolojik düzenlemedir. güvenli çalışma için limitler ve koşullar. İşletme organizasyonu, NPP ünitesinin güvenli çalışması için teknolojik düzenlemelerin geliştirilmesini sağlar.4.2. NGS ünitesinin işletimi, NPP ünitesinin güvenli işletimi için tasarım dokümantasyonu ve proses düzenlemeleri temelinde NPP idaresi tarafından geliştirilen, NPP devreye alma sonuçlarına göre düzeltilen işletim talimatlarına uygun olarak gerçekleştirilmelidir ve işletim deneyimini dikkate alarak.4.3. Nükleer santral ünitesinin işletime alınmasından önce, işletmeci kuruluş reaktör tesisi için bir pasaport vermelidir.4.4. UR ve NPP tasarımları temelinde işletim organizasyonu, NPP ünitesinin güvenli çalışması için teknolojik düzenlemelerin gerekliliklerini dikkate alarak, güvenlik için önemli olan sistemlerin geliştirilmesini ve yayınlanmasını organize eder:- teftiş ve testler yapmak için talimatlar;- bakım programları, önleyici bakım ve elden geçirme sistemler ve elemanlar;- güvenlik sistemlerinin işleyişini test etme ve kontrol etme programları.4.5. UR'nin ve sistemlerinin durumu ve NGS ünitesinin çalışmasına izin verilen koşullar, UR ve NPP tasarımlarında doğrulanmalı ve NPP ünitesinin güvenli çalışması için proses düzenlemelerinde verilmelidir.4.6. İşletme sınırlarının ihlal edilmesi durumunda, işletme personeli, NGS ünitesinin güvenli çalışması için UR (NPP) tasarımında ve teknolojik düzenlemelerde belirlenen ve NPP ünitesini normal çalışmaya getirmeyi amaçlayan eylemlerin sırasını gerçekleştirmelidir. Normal çalışmayı geri yüklemek mümkün değilse, AC ünitesi durdurulmalıdır.4.7. Acil durum öncesi bir durum (kaza) durumunda, NGS ünitesi durdurulmalı, oluşum nedenleri açıklığa kavuşturulmalı ve ortadan kaldırılmalı ve NPP ünitesinin normal çalışmasını sağlamak için önlemler alınmalıdır. NGS ünitesinin çalışmasına ancak acil durum öncesi durumun (kaza) nedenlerinin ortadan kaldırılmasından sonra devam edilebilir.4.8. İşletme organizasyonu, NPP'deki olayları ve kazaları federal kural ve düzenlemelere uygun olarak araştırmalı ve ayrıca bu ihlaller hakkında federal kurallar ve düzenlemeler tarafından belirlenen prosedüre uygun olarak bilgi iletmelidir.4.9. Tasarım temelli kazalarda, personelin eylemleri, işletme organizasyonu tarafından NPP SAR temelinde geliştirilen NPP ünitesindeki kazaların tasfiyesi için talimatlarla belirlenecektir. Talimatlar, tasarım temelli kazaları dikkate almalı ve sonuçlarını ortadan kaldırmak için önlemler geliştirmelidir.4.10. RI ve NPP tasarımları ve NPP SAR'a uygun olarak tasarım temelli kazaların ötesinde yönetmek için, işletmeci kuruluş tasarımın ötesinde bir kaza yönetimi el kitabı geliştirmelidir.4.11. NPP ünitesi kaza müdahale talimatları ve tasarımın ötesinde temel kaza yönetimi el kitabı, tasarımın ötesinde bir kaza durumunda personeli ve halkı korumak için eylem planlarını koyma prosedürünü belirtecektir.4.12. NPP personelini acil durum öncesi durumlar ve kazalar durumunda yapılacak işlemlere hazırlamak için acil müdahale eğitimi yapılmalıdır. Uygulama sıklığı ve prosedürü, işletme organizasyonu tarafından onaylanır.4.13. Kazanın meydana geldiği andan ve kazanın nedenlerini tespit etmek için komisyonun çalışmasının başlangıcına kadar, kontrol ve ölçüm cihaz ve cihazlarının açılması, alarm ve uyarı alarm ve koruma ayarlarının değiştirilmesi yasaktır. Ekipman ve sistemlerin durumunun kazadan önce ve daha sonra kaydedildiği kontrol sisteminin cihaz ve unsurlarına, veri tabanlarına ve arşivlerine kayıtlı bilgilerin kaybolması ve yetkisiz erişim olasılığını dışlamak için teknik araçlar ve organizasyonel önlemler sağlanmalıdır. dönem.4.14. RI tasarımı, NPP ünitesinin güvenli çalışmasına yönelik işlem düzenlemelerini doğrulamalıdır ve yükleme ve yakıt ikmali modları dahil olmak üzere çekirdeğinde nükleer yakıt bulunan bir kapatma reaktörünün güvenli çalışması için koşulları içerir. Bu modlar için en azından:- paragrafların gerekliliklerine uygun olarak kontrol kapsamı. Bu tür bir reaktör tesisi için kullanılıyorsa, nötron akı yoğunluğunun ve sıvı soğurucu çözeltinin konsantrasyonunun zorunlu olarak izlenmesi ile bu Kuralların 2.3.3.1, 2.3.3.3 ve 2.3.3.6'sı;- güvenlik açısından önemli olan sistemler için kullanılabilirlik gereksinimleri.4.15. Nükleer yakıt yükleme ve yakıt ikmali yapılan reaktörlerde, birincil devre ve ilgili sistemler sıvı emici bir çözelti ile doldurulduğunda, reaktörün yükleme ve yakıt ikmali işlemleri sırasında ve ayrıca test sırasında sıvı emici çözeltinin konsantrasyonu birincil devrenin ekipman, bağlantı parçaları ve boru hatları ve onarım çalışmaları sırasında RI (NPP) projesi tarafından belirlenenden daha düşük olmamalıdır.4.16. Tasarım belgelerine, nükleer tehlikeli faaliyetlerin tasarım listesine ve işletme deneyimine dayanarak, işletmeci kuruluş NPP ünitesinin nükleer tehlikeli faaliyetlerinin bir listesini oluşturacaktır.4.17. Devre dışı bırakma ve devreye alma için güvenlik açısından önemli sistemlerle (elemanlar) ve ayrıca NPP ünitesinin güvenli çalışması için teknolojik düzenlemeler ve çalıştırma talimatları tarafından sağlanmayan bu sistemlerin (elemanlar) test edilmesi nükleer tehlikelidir.4.18. Nükleer-tehlikeli çalışmalar, nükleer santralin idari liderliği tarafından onaylanan özel bir çalışma programına göre gerçekleştirilmelidir.Nükleer santral ünitesinin güvenli çalışması için teknolojik düzenlemelerde öngörülmeyen nükleer-tehlikeli işler ve çalıştırma talimatları, UR ve NPP tasarımının geliştiricilerinin mutabakatı üzerine işletme organizasyonu tarafından onaylanan özel bir çalışma programına göre gerçekleştirilmelidir.Çalışma programı şunları içermelidir:- nükleer tehlikeli iş yapma amacı;- nükleer tehlikeli işlerin listesi;- nükleer güvenliği sağlamak için teknik ve organizasyonel önlemler;- Nükleer tehlikeli işlerin tamamlanmasının doğruluğunun kriterleri ve kontrolü;- randevu göstergesi sorumluluk sahibi kişi nükleer tehlikeli işler yapmak için.Nükleer tehlikeli çalışma, kural olarak, bir kapatma reaktöründe yapılmalıdır.4.19. Nükleer tehlikeli çalışma sırasında kapatma reaktörünün alt kritikliği, maksimum reaktivite marjına sahip reaktörün durumu için en az 0,02 olmalıdır (kanal tipi reaktörler için, çekirdeğin çalışma elemanları eğilmeli ve geri kalan çalışma elemanları kurulmalıdır). CPS çekirdeğe dahil edilmelidir).4.20. Güvenlik açısından önemli olan ekipman ve sistemlerin onarımı tamamlandıktan sonra, bu sistemlerin özelliklerinin tasarım özelliklerine uygunluğu kontrol edilecektir. Doğrulama, nükleer santral işletme kuruluşu tarafından oluşturulan prosedüre uygun olarak geliştirilen mevcut talimatlara veya programlara uygun olarak gerçekleştirilmelidir.4.21. Güvenlik açısından önemli olan herhangi bir sistem testinde, test sonuçlarının RI ve NPP tasarımlarında belirlenen kriterlere uygunluğu kontrol edilecektir. Test sonuçları belgelenmelidir.5. Kurallara Uyum
5.1. İşletme organizasyonu, bu Kuralların gerekliliklerine uygunluğu sürekli olarak izlemelidir.5.2. İşletme organizasyonu, nükleer santrallerin bu Kuralların gerekliliklerine uygunluğunun periyodik (en az iki yılda bir) denetimlerini düzenler ve NPP nükleer güvenlik durumunun iç komisyonlar tarafından denetlenmesi için prosedürü belirler. İşletme organizasyonu tarafından yürütülen kontrollerin sonuçları, atom enerjisinin kullanımında devlet güvenlik düzenlemesi kurumuna sunulur.Ek
Nükleer Güvenlik Kurallarına
nükleer santrallerin reaktör tesisleri
En yaygın reaktör tesisi türlerine sahip NPP reaktörlerinin reaktivite katsayıları için yakıt elemanlarına verilen zararın sınırları ve gereksinimleri
1. VVER tipi reaktörlü nükleer santral
1.1. 1.2. - nükleer yakıtın soğutucu ile doğrudan teması - çekirdekteki yakıt elemanlarının sayısının en fazla %0,1'i. 1.3. - yakıt kaplamasının eşdeğer oksidasyon derecesi, deneysel veriler temelinde tasarımda belirlenen sınır değerini aşmamalıdır;- çekirdekteki reaksiyona girmiş zirkonyum oranı, yakıt kaplamasındaki kütlesinin %1'ini geçmemelidir; 1.4. Spesifik soğutma sıvısı hacmi ve yakıt sıcaklığı, reaktör gücü için reaktivite katsayılarının değerleri, soğutma sıvısı sıcaklığı ve yakıt sıcaklığı için toplam reaktivite katsayısı, tüm değişiklik aralığında mümkün olan tüm kritik durumlarda pozitif olmamalıdır. normal çalışma sırasında ve tasarım kazaları da dahil olmak üzere normal çalışma ihlalleri sırasında reaktör parametrelerinde.2. RBMK tipi şalt tertibatlı NPP
2.1. Yakıt çubuklarının operasyonel hasar limiti:- gaz kaçağı gibi kusurlar - çekirdekteki yakıt çubuklarının sayısının en fazla %0,2'si;- nükleer yakıtın soğutucu ile doğrudan teması - çekirdekteki yakıt elemanlarının sayısının en fazla %0.02'si. 2.2. Yakıt çubuklarındaki hasarın güvenli çalışma sınırı:- gaz sızıntısı gibi kusurlar - çekirdekteki yakıt çubuklarının sayısının en fazla %1'i; 2.3. Yakıt çubukları için maksimum tasarım hasarı sınırı, aşağıdaki sınır parametrelerinin aşılmamasına karşılık gelir:- yakıt kaplama sıcaklığı 1200°С'yi geçmemelidir;- yakıtın maksimum sıcaklığı erime noktasından yüksek olmamalıdır. 2.4. Yakıt sıcaklığı ve gücü açısından reaktivite katsayılarının değerleri, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere anormal çalışma sırasında tüm reaktör parametreleri aralığında pozitif olmamalıdır. RI tasarımı, buhar reaktivite katsayısının izin verilen güvenli değerleri aralığını doğrulayacaktır. Normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışma ihlalleri sırasında buhar reaktivite katsayısı değerlerinin sıfıra yakın olmasını sağlamak için çaba sarf etmek gerekir. NPP işletimi sırasında, buhar reaktivite katsayısının değeri, RI projesinde belirlenen frekansla doğrulanmış yöntemlere göre ölçümlerle doğrulanmalıdır.3. AU, şalt tipi BN ile
3.1. Yakıt çubuklarının operasyonel hasar limiti:- gaz kaçağı gibi kusurlar - çekirdekteki yakıt çubuklarının sayısının en fazla %0,05'i;- nükleer yakıtın soğutucu ile doğrudan teması - çekirdekteki yakıt elemanı sayısının en fazla %0,005'i. 3.2. Yakıt çubuklarındaki hasarın güvenli çalışma sınırı:- gaz kaçağı gibi kusurlar - çekirdekteki yakıt çubuklarının sayısının en fazla %0,1'i;- nükleer yakıtın soğutucu ile doğrudan teması - çekirdekteki yakıt elemanlarının sayısının en fazla %0.01'i. 3.3. MOX yakıtlı ve ChS-68KhD östenitik çelikten yapılmış yakıt çubuğu kaplamalı hızlı sodyum reaktörleri için yakıt çubukları için maksimum tasarım hasarı sınırı, aşağıdaki sınır parametrelerine karşılık gelir:- yakıt kaplama sıcaklığı - 900°С;- yakıt sıcaklığı - 2300°С;- yakıt çubuğu kaplamasının hacimsel şişmesi - %15. 3.4. Sıcaklık ve reaktör gücü için reaktivite katsayılarının değerleri ile soğutucu sıcaklığı ve yakıt sıcaklığı için toplam reaktivite katsayısı, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere anormal çalışma sırasında tüm reaktör parametreleri aralığında negatif olmalıdır. . Tasarım temelli kazaların ötesinde, izin verilen sodyum boşluk etkisi değerleri aralığı, RI ve NPP tasarımında gerekçelendirilmelidir.4. AC şalter tipi ACT ile
4.1. Yakıt çubuklarının operasyonel hasar limiti:- gaz kaçağı gibi kusurlar - çekirdekteki yakıt çubuklarının sayısının en fazla %0,2'si;- nükleer yakıtın soğutucu ile doğrudan teması - çekirdekteki yakıt elemanlarının sayısının en fazla %0.02'si. 4.2. Yakıt çubuklarındaki hasarın güvenli çalışma sınırı:- gaz sızıntısı gibi kusurlar - çekirdekteki yakıt çubuklarının sayısının en fazla %1'i;- nükleer yakıtın soğutucu ile doğrudan teması - çekirdekteki yakıt elemanlarının sayısının en fazla %0,1'i. 4.3. Yakıt çubukları için maksimum tasarım hasarı sınırı, aşağıdaki sınır parametrelerinin aşılmamasına karşılık gelir:- yakıt kaplama sıcaklığı 1200°С'yi geçmemelidir;- yakıt kaplamasının eşdeğer oksidasyon derecesi, deneysel veriler temelinde tasarımda belirlenen sınır değerini aşmamalıdır;- çekirdekteki reaksiyona girmiş zirkonyum oranı yakıt kaplamasındaki kütlesinin %1'inden fazla olmamalıdır;- yakıtın maksimum sıcaklığı erime noktasından yüksek olmamalıdır. 4.4. Soğutucu sıvının spesifik hacmi ve yakıt sıcaklığı, reaktör gücü, soğutucu sıcaklığı ve yakıt sıcaklığı için toplam reaktivite katsayısı için reaktivite katsayılarının değerleri, tüm kritik durumlarda mümkün olan tüm kritik durumlarda pozitif olmamalıdır. normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere normal çalışma ihlalleri sırasında reaktör parametrelerindeki değişiklik aralığı.5. AU, EGP-6 şalterli
5.1. Yakıt çubukları için operasyonel hasar sınırı (magnezyum matrisinde uranyum dioksit taneleri şeklinde yakıt bileşimine sahip boru şeklindeki yakıt çubukları):- yakıt elemanı kaplamasının dış yüzeyinin sıcaklığı 430°C;- kabuk sızıntılarına izin verilmez. 5.2. Yakıt çubuklarındaki hasarın güvenli çalışma sınırı:- en az bir yakıt elemanının dış kaplamasının sıkılığının kaybı;- herhangi bir reaktör yakıt düzeneği için arka plan değerine göre yakıt kaplaması sızdırmazlık kontrol sisteminin okumalarının 50 kat fazlasının elde edilmesi. 5.3. Yakıt çubukları için maksimum tasarım hasarı sınırı:- iç basınçtan boşaltılmış yakıt elemanı kaplamasının sıcaklığı, 1100°C;- işletme iç basıncı altında yakıt elemanı kaplamasının sıcaklığı, 930°C;- yakıt elemanının dış kaplaması ile matris malzemesi arasındaki yerel etkileşim derinliği - en fazla %85. 5.4. Yakıt sıcaklığı, soğutucu buhar içeriği ve güç için reaktivite katsayılarının değerleri, normal çalışma sırasında ve tasarım temelli kazalar da dahil olmak üzere anormal çalışma sırasında tüm reaktör parametreleri aralığında pozitif olmamalıdır.Kayıt N 6313
Ekolojik, Teknolojik ve Nükleer Denetim için Federal Hizmet karar verir:
Atom enerjisinin kullanımı alanında ekli federal normları ve kuralları "Kritik Test Tesislerinin Nükleer Güvenlik Kuralları" (NP-008-04) onaylayın ve 1 Temmuz 2005'ten itibaren yürürlüğe koyun.
Başkan Vekili
A. Malyshev
Kritik test tezgahları için nükleer güvenlik kuralları
1. Terimler ve tanımlar
Bu belgede aşağıdaki terimler ve tanımlar kullanılmaktadır:
1. Kritik bir tesiste kaza - radyoaktif maddelerin ve (veya) iyonlaştırıcı radyasyonun, proje tarafından belirlenen normal çalışma sınırlarını aşan miktarlarda normal çalışma için öngörülen sınırların ötesine geçtiği kritik bir tesisin normal çalışmasının ihlali. Bir kaza, başlatıcı bir olay, yollar ve sonuçlarla karakterize edilir.
2. Kritik tesiste nükleer kaza - kritik bir montajın merkezindeki kendi kendini idame ettiren bir zincir nükleer fisyon reaksiyonunun kontrolünün ve yönetiminin kaybından veya kritik montajın dışında nükleer malzemeleri işlerken kritik bir kütlenin oluşmasından kaynaklanan bir kaza .
3. Kritik bir tezgahın acil koruması (bundan sonra - A3) - konumlarında veya durumlarında bir değişiklik sağlayan acil durum koruma çalıştırma elemanları ve aktüatörler dahil olmak üzere kritik bir tezgahın acil durumda kapatılması için tasarlanmış koruyucu bir güvenlik sistemi.
4. Kontrol ve koruma sisteminin çalışma organlarının ve reaktiviteyi etkileyen diğer araçların müfrezesi - kontrol ve koruma sisteminin çalışma organlarının konumunda (durumunda) bir değişiklik ve reaktiviteyi etkilemenin diğer yollarında, bu da girişe yol açar. pozitif reaktivite.
5. Kritik tesisin yükleme cihazları - nükleer yakıtın kritik montajının çekirdeğine yüklemek (yeniden yüklemek), sıvı dökmek (çözelti nükleer yakıtı dahil) ve deneysel cihazları kurmak (almak) için kullanılan ulaşım ve teknolojik ekipman, mekanizmalar ve cihazlar.
6. Kritik montajın reaktivite marjı - kritik montajın seçilen kompozisyonu ve geometrisi ile, kontrol ve koruma sisteminin tüm çalışma elemanlarının ve diğer araçların maksimum verimliliğe ayarlanması durumunda gerçekleştirilebilen pozitif reaktivite Uzaktan hareket ettirilebilen deneysel cihazlar da dahil olmak üzere reaktiviteyi etkilemek.
7. Kontrol kanalı - bir parametrenin kontrolünü sağlamak için tasarlanmış bir sensör (sensörler), bir iletim hattı ve sinyal işleme ve bilgi görüntüleme araçlarının bir kombinasyonu.
8. Bağımsız kontrol kanalları - ortak (birleşik) elemanlara sahip olmayan ve birinin arızası diğerinin arızalanmasına yol açmayan kontrol kanalları.
9. Kontrol ve koruma sistemi başlatma kanalları - nötron akı yoğunluğunu (gücünü) izlemek için kanallar, harici (başlangıç) nötron kaynağının aktivitesine karşılık gelen nötron akı yoğunluğu seviyesinden başkaları tarafından güvenilir bir şekilde kontrol edilen bir seviyeye kadar kontrol sağlar. kullanımları durumunda nötron akı yoğunluğunu izlemek için kanallar.
10. Kritik tesisin fiziksel olarak başlatılmasını kontrol edin - nükleer yakıtın çekirdeğe ilk yüklenmesini ve ardından kritik montajın kritik (süperkritik) duruma getirilmesini ve bunun incelenmesi için güç verilmesini içeren kritik tesisin devreye alınması aşaması Kritik standın güvenliğini deneysel olarak doğrulamak için kritik standdaki ana nötronik özellikler ve radyasyon ortamı.
11. Kritik montaj - bileşimi ve geometrisi, zorunlu ısı gerektirmeyen bir güçte çalıştırılan, kontrollü bir kendi kendine devam eden zincir nükleer fisyon reaksiyonu gerçekleştirmeyi mümkün kılan bir nötron-çarpan ortamının deneysel çalışması için bir kompleks çıkarılması ve nötron-fiziksel özelliklerini etkilemez.
13. Kritik bir montajın mümkün olan maksimum reaktivitesi, kullanılan kritik montajın tasarımı ile, personelin hatalı kararları, CS sistemlerindeki arızalar veya doğal veya insan yapımı kökenli dış etkilere.
14. Kritik bir montajın modifikasyonu (yeniden inşası veya değiştirilmesi) - CS tasarımında sağlanan çekirdeğin ve (veya) kritik montajın reflektörünün kompozisyonu veya geometrisindeki değişiklikler.
15. Kompresör istasyonunun acil olarak kapatılması - A3'ün çalışması nedeniyle kritik bir montajın kritik (süperkritik) bir durumdan kritik altı bir duruma aktarılması.
16. Kompresör istasyonunun programlı kapanması - manuel reaktivite kontrolörlerinin çalışma gövdeleri, otomatik reaktivite kontrolörlerinin çalışma gövdeleri ve reaktivite dengeleyicilerin çalışma gövdeleri kullanılarak kritik bir montajın kritik (süperkritik) durumdan kritik altı bir duruma aktarılması.
17. Arıza - görsel olarak veya izleme ve teşhis yoluyla tespit edilen (görünür arıza) veya yalnızca bakım sırasında tespit edilen (gizli arıza) sistemlerin (elemanların) çalışabilir durumunun ihlali.
18. Kontrol ve koruma sisteminin çalışma gövdesi (bundan sonra CPS RO olarak anılacaktır), kontrol ve koruma sisteminde kullanılan, konumunun (durumunun) değiştirilmesi reaktivitede bir değişiklik sağlayan reaktiviteyi etkilemenin bir yoludur.
İşlevsel amaçlarına göre, CPS RO, acil durum koruma çalışma gövdelerine (bundan sonra - RO A3 olarak anılacaktır), manuel reaktivite kontrol çalışma gövdelerine (bundan sonra - RR RO olarak anılacaktır), otomatik reaktivite kontrol çalışma gövdelerine (bundan sonra - AR RO olarak anılacaktır) ve reaktivite dengeleyici çalışma gövdelerine bölünmüştür. (bundan böyle - RO KR olarak anılacaktır).
19. CS geçici kapatma modu - CS üzerinde bakım çalışmaları yapmaktan ve deneysel çalışmalar hazırlamaktan oluşan CS çalışma modu.
20. CS uzun kapatma modu - CS sistemlerinin ve ekipmanlarının korunması üzerinde çalışmaların yürütülmesinden ve CS'deki deneysel çalışmaların planlanmadığı süre boyunca CS'nin çalışır durumda tutulmasından oluşan CS çalışma modu.
21. CS nihai kapatma modu - CS'nin kritik montaj çekirdeğinden boşaltılması ve nükleer yakıtın ve diğer nükleer malzemelerin CS sahasından çıkarılması dahil olmak üzere, CS'nin hizmet dışı bırakılması için hazırlanmasına yönelik çalışmaların yürütülmesinden oluşan CS çalışma modu .
22. Kompresör istasyonunun güçte başlatma modu ve çalışması - kritik montajı kritik (süperkritik) bir duruma getirmekten ve güçte ve kompresör istasyonunda deneysel çalışmalar yapmaktan oluşan kompresör istasyonunun çalışma modu.
23. CV kapatma sistemleri - CV'yi kapatmak ve kritik bir montajı kritik bir durumda tutmak için kullanılan reaktiviteyi etkileme araçları.
24. Kontrol ve koruma sistemi (bundan böyle - CPS) - kendi kendine devam eden bir nükleer fisyon zincir reaksiyonunu izlemek ve kontrol etmek için tasarlanmış normal çalışma, kapatma sistemleri ve kontrol güvenlik sistemleri için kontrol sistemlerinin bir dizi unsurunun yanı sıra planlı ve COP'nin acil olarak kapatılması.
25. CS deneysel cihazları - özel yakıt elemanları ve nötron akışı dedektörleri, aktivasyon göstergeleri ve hedefleri, reaktivite etkilerini ölçmek için örnekler ve ayrıca CS'de deneysel araştırma için kullanılan kritik montaja yerleştirme cihazları.
26. CS'nin nükleer güvenliği - CS'nin nükleer kazaları önleme ve sonuçlarını sınırlama özelliği.
27. CS'de nükleer tehlikeli çalışma - performansları sırasında sınırların ve (veya) güvenli çalışma koşullarının ihlali durumunda nükleer kazaya yol açabilecek işler.
2. Genel hükümler
2.1. Kritik Test Tesisleri için Nükleer Güvenlik Kuralları (bundan böyle Kurallar olarak anılacaktır), kritik montajın tasarımı ve CS güvenliği için önemli olan sistemlerin teknik performansı ile CS nükleer güvenliğini sağlamayı amaçlayan organizasyonel ve teknik önlemler için gereksinimleri belirler. .
2.2. Kurallar, tasarlanan, inşa edilen ve işletilen tüm kompresör istasyonları için geçerlidir.
2.3. CS'nin nükleer güvenliği şu şekilde belirlenir:
1) projenin teknik mükemmelliği;
2) CS'nin güvenlik için önemli olan elemanlarının ve sistemlerinin imalat ve montajının kalitesi.
2.4. CS operasyonu sırasında nükleer güvenlik şu şekilde sağlanır:
1) atom enerjisi kullanımı, proje gereklilikleri ve operasyonel belgeler alanındaki federal norm ve kuralların gerekliliklerine uygunluk;
2) çalışanların nitelikleri ve disiplini (personel);
3) olası insan hatalarının ve yetkisiz eylemlerin, ekipman arızalarının ve doğal ve insan yapımı kaynaklı dış etkilerin sonuçlarını en aza indiren bir organizasyonel ve teknik önlemler sistemi.
3. Nükleer güvenliği sağlamayı amaçlayan kritik bir tesisin tasarımı için gereklilikler
3.1. Genel Gereksinimler
3.1.1. CS sistemleri ve güvenlik için önemli olan elemanlar, CS'nin normal çalışması sırasında ve normal çalışma ihlalleri durumunda, tasarım temelli kazalar dahil olmak üzere olası mekanik, kimyasal ve diğer dahili etkiler ile doğal ve dış etkiler dikkate alınarak tasarlanacaktır. insan yapımı kökenli.
3.1.2. CS'nin projesi (operasyonel belgeler) şunları içermelidir:
1) yükleme kartogramları, kritik montajın reaktivite marjı ve CPS RC'nin etkinliği ve proje tarafından çekirdeğin tüm planlanmış durumları için sağlanan reaktiviteyi etkilemenin diğer yolları;
2) güvenlik için önemli olan sistemlerin (elemanların) imalat, kurulum, ayarlama ve işletim sürecindeki kontrol ve test programları ve yöntemleri;
3) CPS RC'nin onarımı için değiştirme ve geri çekme koşulları, CPS RC çalıştırma mekanizmaları, reaktiviteyi etkileyen diğer araçlar;
4) çekirdeğe nükleer yakıt yüklerken nükleer güvenliği sağlamak için genel gereklilikler;
5) kritik tertibatın dışında nükleer malzemeleri işlerken nükleer güvenliğin sağlanması için koşullar;
6) iç etkilere ve güvenlik açısından önemli olan kontrol ve diğer sistemlerin tepkilerinin analizi ve dış etkiler doğal ve teknolojik kökenli, kompresör istasyonunun sistem ve ekipmanlarının olası arızaları ve arızaları, kritik montaj için tehlikeli reaksiyonların olmadığını doğrular;
7) yeniden inşa edilmiş veya yeni inşa edilmiş CS'nin CPS'nin güvenilirliğinin analizi, CPS'nin A3 sinyalinin varlığında acil koruma işlevini yerine getirememe katsayısının 10-5'i geçmediği gösterilmelidir;
8) kritik bir montajın mümkün olan maksimum reaktivitesinin gerçekleştirilmesinden kaynaklanan bir kaza da dahil olmak üzere, olası tasarım temeli ve tasarım temeli ötesindeki nükleer kazaların sonuçlarının değerlendirilmesi;
9) CS'nin çalışması sırasında nükleer tehlikeli çalışmaların bir listesi ve performansları sırasında nükleer güvenliği sağlamaya yönelik önlemler.
3.1.3. CS'nin projesi (operasyonel belgeler) şunları sağlamalıdır:
1) CS'nin geçici kapatma modunda ve uzun süreli kapatma modunda çalışması sırasında nükleer güvenliği sağlamak için önlemler, gerekli alt kritikliği sağlamak için CPS RO'ya ek olarak, reaktiviteyi etkilemenin başka yolları da kullanılabilir, örneğin, ek nötron soğurucuların yerleştirilmesi;
2) harici güç kaynağı kaynaklarının arızalanması durumunda kritik bir montajın kritik altı durumda olduğunu doğrulamak için teknik araçlar.
3.1.4. CS projesinde kullanılan teknik çözümler şunları sağlamalıdır:
1) nükleer yakıtın kritik montaj çekirdeğine toplu olarak yüklenmesi (yeniden yüklenmesi);
2) CS'de planlanan deneysel çalışmaları yürütmek için yeterli kritik düzeneğin minimum reaktivite marjı, tahmin edilen reaktivite marjının 0,7 Veff'i aşmamasını sağlamak için çaba sarf etmek gerekir;
3) CS'nin geçici olarak kapatılması modunda kritik montajın alt kritikliği, eğimli CR A3 ile %2'den (Keff ё 0.98) az değildir;
4) kompresör istasyonunun uzun süreli kapanma modunda kritik montajın kritik altılığı, %5'ten az değildir (Keff d 0.95);
5) Başlatıcı olaydan bağımsız bir arızanın veya başlatıcı olaydan bağımsız bir personel hatasının dayatıldığı tasarım temelli kazaların herhangi bir başlatıcı olayı durumunda CS güvenliği;
6) görsel veya bir televizyon kurulumunun yardımıyla, kritik toplantı odasındaki personelin eylemleri üzerinde CS'nin kontrol merkezinden gözlem;
7) Tescil için kullanılan teknik araçların tasarım esaslı kaza koşullarında güvenlik ve işlerliği ve bilgi depolama Kazayı araştırmak için gerekli.
3.1.5. CS projesinde kullanılan teknik çözümler şunları içermemelidir:
1) kritik toplantı kritik olmayan bir duruma getirilmezse kritik toplantı odasına giriş;
2) reaktiviteyi etkilemek için uzaktan kontrol edilen araçlarla reaktivitede artış açık kapı kritik toplantı odaları.
3.2. Güvenlik Açısından Önemli Kritik Montaj ve Normal Çalışma Sistemleri
3.2.1. Kritik Montaj
3.2.1.1. Kritik bir montajın tasarımı şunları içermemelidir:
1) çekirdeğin ve (veya) reflektörün bileşiminde ve konfigürasyonunda yetkisiz değişiklik, kritik montajın reaktivitesinde bir değişikliğe yol açarken, kritik montajın tüm bileşenleri ve parçaları kazara hareket etmelerini önlemek için sabitlenmelidir;
2) proses ekipmanı veya personel yaklaştığında çekirdekten nötron sızıntısındaki azalma nedeniyle kritik bir montajın kritik altı durumdan kritik (süperkritik) duruma çıkması;
3) CPS RO ve uzaktan hareket ettirilebilir deney cihazlarının yetkisiz müfrezesi (serbest bırakılması);
4) CPS CR aktüatörleri ile CPS CR'nin sıkışması ve istenmeden ayrılması.
3.2.1.2. Kritik düzenek, yoğunluğu, nükleer yakıt olmadan kritik düzeneğe bir dış nötron kaynağının eklenmesine CPS okumalarında bir artış eşlik edecek şekilde seçilmesi gereken bir dış (fırlatma) nötron kaynağı içermelidir. kanalları en az 2 kez başlatın.
3.2.1.3. Sürekli olarak bir dahili nötron kaynağına (radyonüklid, spontan fisyon, fotonötron, vb.) kritik düzeneğin durumu dahili bir nötron kaynağı ile sağlanır.
3.2.1.4. Nükleer yakıtın zenginleştirilmesi veya nüklid bileşiminde farklılık gösteren yakıt elemanları (yakıt grupları) ve nötron emiciler işaretlenmelidir (ayırt edici işaretler).
3.2.1.5. Kritik toplantı odasını suyla doldurma olasılığı analiz edilecektir. Odanın taşması hariç tutulmazsa ve kritik grubun Keff'inde bir artışa yol açarsa, kritik meclisin odası bir su alarmı ve su alarmlarının olması durumunda otomatik olarak çıkarılması için bir cihaz ile donatılmalıdır. tetiklendi.
3.2.2. Önyükleme ve deneysel cihazlar
3.2.2.1. Önyükleme ve deney cihazlarının tasarımı, kritik montajın reaktivitesinde yetkisiz değişiklik olasılığını dışlamalıdır.
3.2.2.2. Nükleer yakıt yüklemek için kullanılan cihazların tasarımı ve karşılıklı düzenlenmesi, içlerinde kritik bir kütle oluşma olasılığını dışlamalıdır.
3.2.2.3. Önyükleme veya deneysel cihazlar, kritik bir montajın reaktivitesini 0,3 Veff'den daha fazla artırabilirse, bunları kullanırken, 0,03 Veff/s'den fazla olmayan bir reaktivite artış oranıyla reaktivitede kademeli bir artış sağlanmalıdır.
Reaktiviteyi etkileme araçlarının kademeli hareketi, reaktivitede bir artış ve ardından bir duraklama sağlamalıdır. Her adım operatör tarafından başlatılmalıdır.
3.2.2.4. Sıvı içeren kritik tertibatlar için, kritik tertibatın sıvı ile doldurulması veya sıvının çıkarılmasına reaktivitede bir artış eşlik ediyorsa, kritik tertibatın sıvı ile uzaktan yığın dolumu ve (veya) sıvının uzaktan yığının çıkarılması sağlanmalıdır.
3.2.2.5. Kritik düzeneğe sıvı sağlamak için tasarlanan iletişimler, dozlama cihazları ve diğer ekipman, sifon veya diğer etkiler nedeniyle sıvı ile kendiliğinden dolma olasılığını ve normal çalışma ve normal çalışma ihlalleri dahil olmak üzere sıvının CS tesislerine bırakılması olasılığını hariç tutmalıdır. tasarım temelli kazalar.
3.2.2.6. Kritik tertibata sıvı temini için hatlarda ve sıvının tahliyesi için olan hatlarda, kritik tertibata giren sıvının yokluğunu izlerken A3 sinyali göründüğünde sıvının beslemesini ve tahliyesini durduran bir cihaz sağlanmalıdır. garantili.
3.2.2.7. CS'nin tasarımının, bu kombinasyon nedeniyle güvenli çalışma sınırlarının ve koşullarının ihlal edilmemesini sağlaması ve haklı çıkarması şartıyla, yükleme ve deney cihazlarının işlevlerini tek bir cihazla gerçekleştirmesine izin verilir.
3.2.3. Normal çalışma için kontrol sistemleri
3.2.3.1. Normal çalışma için kontrol sistemlerinin bir parçası olarak, nötron akı yoğunluğunun (gücünün) kontrolünü ve kritik düzeneğin gücünün kontrolünü sağlayan CPS'nin bir parçası sağlanmalıdır. CPS'nin belirtilen kısmı şunları içermelidir:
1) RR RR ve gerekirse RR AR, kritik düzeneği gerekli güç seviyesine getirmek ve gücü belirli bir seviyede tutmak ve ayrıca CS'nin planlı bir kapatması için kullanılır;
2) RC RO, kritik montajın reaktivite marjını ve CS'nin planlanan kapatılmasını telafi etmek için kullanılır;
3) RO RR, RO AR, RO KR aktüatörlerinin konumunu ve kontrolünü izlemek için bir sistem;
4) yükleme ve deney cihazlarının aktüatörlerinin konumunu ve kontrolünü izlemek için bir sistem (gerekirse);
5) nötron akı yoğunluğunun gösterge aletleriyle izlenmesi için en az iki bağımsız kanal, nötron akı yoğunluğunun izlenmesi için en az bir kanal, kritik düzeneğin nötron akı yoğunluğundaki değişiklikleri zaman içinde kaydetme olasılığını sağlamalıdır;
6) bir gösterge aleti ile nötron akı yoğunluğunu arttırma hızını (periyodunu) kontrol etmek için bir kanal;
7) güvenlik için önemli olan kritik montaj teknolojik sistemlerinin parametrelerinin izlenmesi için kanallar;
8) reaktivite kontrol kanalı (gerekirse);
9) harici nötron kaynağı için kontrol sistemi.
3.2.3.2. Normal çalışma kontrol sistemi tarafından nötron akı yoğunluğu kontrolü aralığı, CS tasarımı tarafından belirlenen tüm kritik montaj güç varyasyonu aralığını kapsamalıdır.
Nötron akı yoğunluğu kontrol aralığının birkaç alt aralığa bölünmesi durumunda, alt aralıkların örtüşmesi en az bir on yıl içinde sağlanmalıdır.
3.2.3.3. Kritik düzeneğin güç seviyesinin sesli bir göstergesi sağlanacaktır. Ses gösterge sinyalleri, kritik toplantı odalarında ve CS kontrol odasında net bir şekilde duyulabilir olmalıdır.
3.2.3.4. RO PP ve RO AR'nin her birinin verimliliği 0.7Veff'i geçmemelidir.
3.2.3.5. RR RR, RR AR, RR CR, eğimli RR A3 ile kritik montajın en az %1 alt kritikliğini (Keff e 0,99) sağlamalıdır.
3.2.3.6. RO RR, RO AR, RO KR aktüatörleri ara konum ve son konum göstergelerine sahip olmalıdır.
3.2.3.7. Uzaktan kumandalı yükleme ve deney cihazlarında limit anahtarları ve gerekirse ara konum göstergeleri bulunmalıdır.
3.2.3.8. Normal çalışma için kontrol sistemleri, kontrol noktasına (konsol) en azından aşağıdaki sinyalleri üretmelidir:
1) uyarı (ışık ve ses) - kritik montaj parametreleri A3 ayarlarına yaklaştığında ve normal çalışma koşulları ihlal edildiğinde;
2) işaretçi - reaktiviteyi etkileyen uzaktan kumandalı araçların konumu ve CPS güç kaynağı devrelerinde voltajın varlığı hakkında bilgi.
3.2.3.9. Normal çalışma için kontrol sistemleri şunları kapsamayacaktır:
1) 0.07Beff/C'nin üzerinde bir oranda pozitif reaktivite enjeksiyonu;
2) RR RR, RR AR, RR CR veya uzaktan kumandalı yükleme ve deneysel cihazları hareket ettirerek pozitif reaktivitenin tanıtılması ve RC A3 kurulu değilse, reaktiviteyi etkileyen diğer araçlar;
3) nötron akı yoğunluğu veya artan nötron akı yoğunluğunun hızı (periyodu) üzerinde uyarı sinyallerinin ortaya çıkması durumunda veya teknolojik sistemlerin parametrelerini izlemek için kanallar aracılığıyla reaktiviteyi etkilemek yoluyla pozitif reaktivitenin tanıtılması COP'nin güvenliği;
4) reaktiviteyi arttırmak için kullanılan vücudun ara pozisyonunun göstergelerinin devrelerinde veya acil durum ve uyarı sinyali devrelerinde güç kaynağının olmaması durumunda, reaktiviteyi etkilemek suretiyle pozitif reaktivitenin tanıtılması;
5) iki veya daha fazla işyerinde, iki veya daha fazla kişi tarafından, iki veya daha fazla şekilde eşzamanlı olarak uzaktan tepkisel artış (kritik tertibatın çekirdeğinin ısıtılması-soğutulmasından kaynaklanan tepkisel artış hariç).
3.2.3.10. Normal çalışma için kontrol sistemleri şunları sağlamalıdır:
1) 0.7Veff'den daha yüksek bir verimliliğe sahip RC RO için, reaktiflikte 0.03Veff/C'den fazla olmayan bir oranda ve 0.3Veff'ten fazla olmayan bir adım boyutunda kademeli bir artış;
2) RO CR'nin aktüatörlerinin motorlarının güç devresini, COP'nin kontrol merkezinden 0,7 Veff'den daha yüksek bir verime sahip kırma olasılığı, motorların güç kaynağı devresindeki kesinti, motorların güç kaynağı devresindeki kesintiyi etkilememelidir. A3 sinyali ile kritik montajı kritik altı bir duruma getirme olasılığı;
3) A3 sinyalinde, uzaktan kumandalı yükleme ve deney cihazları ile reaktivite artışının otomatik olarak sonlandırılması ve gerekli durumlar- yükleme veya deneysel cihazlar nedeniyle reaktivitenin otomatik olarak azaltılması;
4) her türlü ışıklı ve sesli alarmın performansının kontrol edilmesi.
3.2.3.11. Nötron akı yoğunluğunun veya nötron akı yoğunluğundaki artışın hızının (periyodu) izlenmesi için kanalın başarısızlığına, CS kontrol noktasına bir sinyalin üretilmesi ve arıza kaydı ile birlikte bir uyarı sinyali eşlik etmelidir. Böyle bir kanalın arızası oluşturulmalıdır.
3.2.3.12. CS'de otomatik bir güç kontrolörü kullanılıyorsa, CS tasarımı, AR tarafından düzenlemenin gerçekleştirildiği kritik düzeneğin güç aralığını, otomatik güç kontrol sisteminin özelliklerini, hatanın bir tahminini oluşturmalı ve doğrulamalıdır. gerekli güç seviyesini korumada ve güç kendi kendine salınımlarının olmadığını gösterir.
3.2.3.13. Kritik montajın ve CS'nin ana sistemlerinin kontrolü, CS'nin kritik toplantı odasıyla ve gerekirse diğer odalarla iki yönlü yüksek sesle konuşma bağlantısı olan kontrol merkezinden yapılmalıdır. CS. COP'nin kontrol noktası bir telefon bağlantısı ile donatılmalıdır.
3.3. Güvenlik sistemi
3.3.1. Acil durum koruma ve diğer kapatma sistemleri
3.3.1.1. CS'nin CPS'nin bir parçası olarak tasarımı, A3 CS'yi sağlamalıdır.
3.3.1.2. A3'ün en az iki bağımsız A3 RO'su (A3 RO grubu) olması gerekir.
3.3.1.3. A3 sinyalinde, en etkili RO A3'ten (RO A3 grubu) biri dikkate alınmadan, en az 1Veff'lik bir negatif reaktivite girişi sağlanmalıdır. Bu reaktivitenin devreye girme süresi, herhangi bir koruma kanalı tarafından alarmın oluşturulduğu andan itibaren 1 saniyeyi geçmemelidir.
3.3.1.4. Tüm RO A3'ün toplam verimliliği, tüm RO AP ve RO PP'nin toplam verimliliğinden az olmamalıdır.
3.3.1.5. RO A3, son konum göstergelerine sahip olmalıdır.
3.3.1.6. A3, başlatılan koruma eyleminin tamamen gerçekleştirileceği ve güvenlik fonksiyonunun yürütülmesinin izleneceği şekilde tasarlanmalıdır (alarm veya koruma kanalındaki bir arıza sinyali üzerine dur).
3.3.1.7. RO A3, bir alarm oluştuğunda, herhangi bir konumdan ve hareketinin herhangi bir bölümünde otomatik olarak etkinleştirilmelidir, RO A3'e negatif reaktivite girişi sağlanmalı, negatif reaktivite ise mümkün olan maksimum hız ve diğer CPS RP ile tanıtılmalıdır. .
3.3.1.8. A3, CPS güç kaynağının durumundan bağımsız olarak güvenlik işlevini gerçekleştirecektir.
3.3.1.9. Kompresör istasyonunun acil durumda kapatılmasına ek olarak, gerekirse, kompresör istasyonunun programlı olarak kapatılması için RO A3 kullanılabilir.
3.3.1.10. A3'e ek olarak, CS tasarımı, otomatik veya uzaktan etkinleştirilen diğer CS kapatma sistemlerini sağlayabilir.
3.3.1.11. CS kapatma sistemlerinin toplam verimliliği, kritik montajın reaktivite marjını aşmalıdır.
3.3.2. Güvenlik kontrol sistemi
3.3.2.1. CS'nin tasarımı, belirtilen işlevleri yerine getirme sürecinde kapatma sistemlerini kontrol eden bir kontrol güvenlik sistemi sağlamalıdır.
3.3.2.2. Kontrol güvenlik sisteminde, çalışabilirliğini bozan herhangi bir arıza, A3'ün ("güvenli arıza" ilkesi) çalışmasına yol açmalıdır.
3.3.2.3. Kontrol güvenlik sistemi, nötron akı yoğunluğu açısından iki koruma kanalı ve artan nötron akı yoğunluğunun hızı (periyodu) açısından bir koruma kanalı dahil olmak üzere en az üç bağımsız koruma kanalı içermelidir.
3.3.2.4. Kontrol güvenlik sisteminin nötron akı dedektörlerinin hassasiyetini ve yerini seçerken, kritik bir duruma ulaşma sürecinde ve kritik montaj gücünün herhangi bir değerde belirtilen aralıkta A3 çalışma olasılığının sağlanması gerekir. CS projesi.
3.3.2.5. Nötron akı yoğunluğunu ölçmek için sınırlı alt aralıklarda çalışan koruma kanallarının güvenlik kontrol sisteminde uygulanması durumunda, alt aralıklar en az on yıl içinde örtüşmelidir. Ölçüm alt aralıklarının değiştirilmesi otomatik olmalı ve A3 sinyalinin oluşumunu engellememelidir.
3.3.2.6. CS'nin tasarımında koruma kanallarının ölçüm parçalarının kontrol kanallarının ölçüm parçaları ile yapısal, elektriksel veya fonksiyonel kombinasyonu (kombinasyonu) durumunda, böyle bir kombinasyonun çalışma kabiliyetini etkilemediği gösterilmelidir. Güvenlik işlevlerini gerçekleştirmek için A3.
3.3.2.7. RO A3'ün devreye alınması sırasında pozitif reaktivite enjeksiyon hızı 0,07 Veff/C'yi geçmemelidir.
3.3.2.8. Kontrol güvenlik sistemi, aşağıdaki durumlarda en azından RO Müfrezesi A3'ü hariç tutmalıdır:
1) harici nötron kaynağı, CS'nin tasarımında belirtilen konumda değil (harici kaynağın konumu, deneylerin çalışma programında belirtilebilir);
2) RO PP, RO AP ve RO CR alt limit anahtarlarında değil;
3) teknolojik sistemlerin parametrelerinde uyarı sinyalleri vardır.
3.3.2.9. RC A3 müfrezesinin RC RC ile kritik montajın çekirdeğine tam olarak dahil edilmemesi gerekiyorsa, böyle bir RC A3 müfrezesinin ihtiyacı ve güvenliği CS'nin tasarımında doğrulanmalıdır.
3.3.2.10. Güvenlik kontrol sistemi, A3'ün en azından aşağıdaki durumlarda çalışmasını sağlamalıdır:
1) Madde 3.3.2.3'te belirtilen üç koruma kanalından herhangi birinde A3 ayarına ulaşmak;
2) Madde 3.3.2.3'te belirtilen üç koruma kanalından herhangi birinin arızalanması veya çalışmaması;
3) teknolojik sistemlerin parametreleri için A3 ayar noktalarının elde edilmesi;
4) COP'nin kapatılmasını gerektiren deneysel cihazlardan gelen sinyallerin görünümü;
5) A3 çalıştırma personeli tarafından ilgili düğmelerle başlatıldığında;
6) Kontrol kanallarının veya koruma kanallarının nötron akışı dedektörlerinin güç kaynakları dahil olmak üzere CPS güç kaynağı arızası.
3.3.2.11. Darbeli bir nötron jeneratörü kullanırken, hızla hareket eden bir nötron kaynağı ve COP'ta nötron akı yoğunluğunu değiştiren ve nötron akı yoğunluğundaki bir artış hızı (periyodu) açısından A3 aktivasyonuna yol açabilen, ancak bunu yapmayan diğer cihazlar. aşağıdaki gereksinimlerin aynı anda karşılanması koşuluyla, artan nötron akı yoğunluğunun hızı (periyodu) ile alarmın reaktivitesini, geçici olarak devre dışı bırakılmasını (engellenmesini) değiştirin:
1) kapatma (engelleme), herhangi bir şekilde artan reaktiviteyi yasaklayan bir düğme ile COP'nin kontrol noktasından gerçekleştirilir;
2) COP'nin kontrol istasyonunda, nötron akı yoğunluğundaki artış hızı (periyodu) ile A3 sinyalinin bağlantısının kesilmesi (bloke edilmesi) için bir alarm sağlanır.
3.3.2.12. Koruma kanallarının teşhisi, CS kontrol noktasına arızalar hakkında bilgi çıkışı ile sağlanmalıdır.
3.3.2.13. Seçilen A3 ayar noktaları ve açma koşulları, aşağıdaki durumlarda güvenli çalışma sınırlarının ihlal edilmesini önlemelidir:
1) nötron akı yoğunluğu seviyesi için acil durum ayarı, izin verilen maksimum güce karşılık gelen değerin %120'sini geçmemelidir;
2) nötron akı yoğunluğundaki artış periyodu için acil durum ayarı en az 10 s olmalıdır.
3.3.2.14. Kontrol güvenlik sistemi, kompresör istasyonunun kontrol noktasına acil durum ışık ve ses sinyalleri üreterek operatörü A3'ün çalışması hakkında bilgilendirmelidir.
3.3.2.15. Kompresör istasyonunun kontrol odasında ve kritik montaj odasında bulunan A3 butonlarından kompresör istasyonunun acil kapatma imkanı sağlanmalıdır.
3.3.2.16. Bir nükleer kaza meydana geldiğinde personeli uyarmak için bir acil durum sireni sağlanmalıdır.
4. Kritik tesisin devreye alınması ve işletilmesi sırasında nükleer güvenliğin sağlanması
4.1. Genel Gereksinimler
4.1.1. Operasyonel organizasyon tarafından oluşturulan prosedüre uygun olarak, operasyon organizasyonunun yetkililerinin ve yapısal alt bölümlerinin CS'nin nükleer güvenliğini sağlama konusundaki hak ve yükümlülükleri belirlenmeli ve CS başkanı, vardiya amirleri (görev bilimsel denetçileri), CS kontrol odası operatörleri (mühendisleri) ve gerektiğinde fizikçileri denetlerken, iş tanımları CS'nin nükleer güvenliğini sağlamadaki hak ve yükümlülüklerini tanımlamalıdır.
4.1.2. Diğer departmanların ve kuruluşların çalışanları, kompresör istasyonunun personeli ile birlikte deneysel çalışmalar, kompresör istasyonunun onarımı ve bakımı dahil olmak üzere kompresör istasyonunun fiziksel olarak başlatılması ve daha fazla çalıştırılmasında yer alabilir. İşletme organizasyonu, işe kabul prosedürünü, ilgili çalışanların hak ve yükümlülüklerini belirleyen organizasyonel ve idari belgelerin verilmesini sağlamalıdır.
4.1.3. İşletme organizasyonu, CS'de yürürlükte olan hükümler ve talimatlar listesini onaylamalı, CS'de geliştirme ve kullanılabilirliği sağlamalıdır. gerekli belgeler güvenlik açısından önemli sistemler için planlanmış önleyici ve onarım çalışmaları için çizelgeler ve CS güvenlik sistemlerinin testleri ve performans kontrolleri için çizelgeler dahil. Nükleer güvenliğin sağlanması açısından CC dokümantasyon listesinin içeriğine ilişkin öneriler Ek 1'de verilmiştir.
4.1.4. CS'nin çalışması, CS kullanım kılavuzuna, CS sistemlerinin çalıştırılmasına ilişkin talimatlara, nükleer yakıtın depolanması, yakıt ikmali ve CS'ye taşınması sırasında nükleer güvenliğin sağlanmasına ilişkin talimatlara uygun olarak gerçekleştirilmelidir; bu, nükleer güvenliği sağlamaya yönelik önlemleri yansıtmalıdır. .
Bu belgeler, kompresör istasyonunun işletilmesinde kazanılan deneyimler, yeni düzenleyici belgelerin getirilmesi, kompresör istasyonunun teknolojik sistem ve ekipmanlarındaki değişiklikler dikkate alınarak ayarlanmalı ve en az beş yılda bir gözden geçirilmelidir.
4.1.5. İşletmeci kuruluş, CS Güvenlik Analizi Raporunda (bundan böyle CS SAR olarak anılacaktır) ve kontrolün sonuçlarına dayalı olarak CS Operasyon Kılavuzunda yapılan değişiklikler de dahil olmak üzere, CS belgelerinde yapılan tüm değişiklikler konusunda personelin zamanında bilgilendirilmesini sağlamalıdır. fiziksel lansman
4.1.6. Bu faaliyetler sırasında deneysel olarak belirlenen reaktivite değişikliği bilindiğinde, CS'de sürekli olarak tekrarlanan nükleer tehlikeli operasyonları gerçekleştirme teknolojisi, CS'nin operasyonel belgelerine dahil edilebilir.
4.1.7. Nükleer güvenliği sağlamak için CS'de kullanılan organizasyonel ve teknik önlemlerin yeterliliği CS SAR'da kanıtlanacaktır.
4.2. Kritik standın devreye alınması
4.2.1. Operasyonel organizasyon, CS'nin tesislerini, sistemlerini ve ekipmanını operasyon için kabul ettikten sonra, CS'nin fiziksel fırlatma kontrolüne hazır olup olmadığı, işletme organizasyonunun emriyle atanan nükleer güvenlik komisyonu tarafından kontrol edilmelidir.
4.2.2. Nükleer Güvenlik Komisyonu şunları kontrol eder:
1) CS'nin inşası ve işletmeye alınması sırasında genel ve özel kalite güvence programlarının gerekliliklerinin yerine getirilmesi;
2) CS sistemleri için test raporlarının mevcudiyeti ve devreye almanın tamamlandığına dair sertifikalar;
3) CS'nin nükleer güvenliğini sağlamak için yerleşik organizasyonel ve teknik önlemlerin uygulanması;
4) personelin nükleer ve radyasyon güvenliği sertifikasının sonuçları da dahil olmak üzere, CS'nin kontrol fiziksel lansmanı programı kapsamında çalışmaya başlaması için hazır olması.
4.2.3. Nükleer güvenlik komisyonu tarafından belirtilen eksikliklerin giderilmesinden sonra, işletme organizasyonu CS'nin fiziksel olarak fırlatılmasını kontrol etmek için bir emir vermelidir.
4.2.4. CS'nin kontrol fiziksel devreye alınmasına ilişkin çalışmalar, işletmeci kuruluş tarafından onaylanan kontrol fiziksel devreye alma programı kapsamında gerçekleştirilmelidir.
4.2.5. CS'nin fiziksel fırlatma kontrolünün programı, kritik düzeneğin çekirdeğini nükleer yakıtla yükleme prosedürünü, kritik duruma ulaşma prosedürünü, deneysel çalışmaların sırasını ve ayrıca her birinde nükleer güvenliği sağlamak için önlemleri belirleyecektir. kontrol fiziksel başlatma aşaması.
4.2.6. Nükleer yakıtın kritik düzeneğin çekirdeğine yüklenmesi, kritik düzeneğe harici bir nötron kaynağının eklenmesi, A3 reaktörünün çalışmasının kontrol edilmesi ve daha sonra devreye alınması ile başlamalıdır.
4.2.7. A3 aletleri, nötron akı yoğunluğu ve nötron akı yoğunluğundaki artış hızı için minimum koruma ayarlarına ayarlanmalıdır.
4.2.8. Nükleer yakıtın kritik montaj çekirdeğine yüklenmesi ve ardından kritik duruma çıkış, nötron akı yoğunluğunu izlemek için en az iki kanalın okumalarına dayanan geri sayım eğrilerinin oluşturulmasıyla birlikte olmalı, en az iki geri sayım eğrisi olmalıdır. bir "güvenli seyir" ve aşağıdaki şartlara uyulmalıdır:
1) Yüklenen nükleer yakıtın ilk kısmı, kritik duruma karşılık gelen yükün tasarım değerinin %10'unu geçmemelidir;
2) ikinci kısım, nötron akı yoğunluğu kontrol cihazlarından okumalar alındıktan sonra yüklenmeli ve birinciyi geçmemelidir;
3) Yüklenen nükleer yakıtın her bir sonraki kısmı, kritik duruma karşılık gelen geri sayım eğrisinden ekstrapole edilen yükün minimum değerine kalan değerin 1/4'ünü geçmemelidir;
4) Keff ~ 0.98 (nötron çarpma faktörü ~ 50) değerine ulaşıldığında, CPS RO'nun etkinliği değerlendirilmelidir.
Yükleme "kuru" bir kritik montajda yapıldıysa ve belirli bir moderatör seviyesinde kritik duruma ulaşıldıysa, nükleer yakıt yüklemesinden sonra da geri sayım eğrileri oluşturulmalıdır.
4.2.9. Daha fazla yükleme ve ardından kritik bir duruma çıkış, iki yoldan biriyle gerçekleştirilebilir:
1) uzaktan olmayan kritik kütle kazancı durumunda:
kritik düzeneğin reaktivitesi, mutlak değeri reaktivitede planlanan artışı en az 2 kat aşacak şekilde CPS RO'nun tanıtılmasıyla azaltılmalıdır;
teknik araçlar kritik toplantı odasının kapısı açıkken herhangi bir uzaktan kumandalı cihaz tarafından artan reaktivite olasılığını hariç tutarken, personelin kritik toplantı odasını terk etmesi gereken planlanan ek yüklemeyi gerçekleştirin;
uzaktan, 0,3 Veff'i geçmeyen bir değerle reaktivitede kademeli bir artışla, kritik montaj kritik bir duruma ulaşana kadar RO CR ve RO RR yardımıyla reaktiviteyi arttırın;
kritik duruma ulaşılmazsa önceki işlemleri tekrarlayın;
2) Uzaktan kumandalı yükleme cihazlarının kullanılması durumunda, yükleme 0,3 Veff'ten fazla olmayan kısımlarda ve 0,03 Veff/S'den fazla olmayan bir reaktivite artış oranıyla yapılmalıdır.
4.2.10. Kontrollü fiziki fırlatmanın sona ermesinden sonra, kritik düzeneğin oluşumunda kullanılmayan nükleer yakıt, moderatör ve reflektör elemanları da dahil olmak üzere çekirdeğin bileşenleri, izinsiz kullanımlarını önlemek için depoya aktarılmalıdır. Çalışma deney programı tarafından kullanılması beklenmemektedir.
4.2.11. Kontrol fiziksel lansmanının sonuçlarına göre, bir eylem hazırlanmalıdır.
4.2.12. CS projesi ve kontrol fiziksel lansmanının sonuçlarına dayanan eylem temelinde, bir CS pasaportu düzenlenmelidir. CS pasaportu, CS'de çalışılması gereken kritik düzeneklerin ana parametrelerini, güvenlik sistemlerinin bileşimini ve özelliklerini ve ayrıca kontrol fiziksel lansmanının sonuçlarıyla deneysel olarak doğrulanmış veya rafine edilmiş, sayısal değerleri yansıtmalıdır. Tasarımda oluşturulan CS'nin güvenliğini sağlayan operasyonel limitlerin. CC pasaportunun önerilen formu Ek 2'de verilmiştir.
4.2.13. COP güvenliği için önemli olan sistemler ve COP parametreleri COP pasaportuna uygun olmalıdır; aksi takdirde pasaportun yeniden düzenlenmesi gerekir.
4.2.14. CS'nin işletime alınması sürecinde CS'nin tasarımında yapılan değişiklikleri dikkate alarak, operasyonel dokümantasyon ve CS SAR'ı ayarlanmalı ve ardından CS, işletmeci organizasyonun emriyle faaliyete geçirilmelidir.
4.3. Kritik standın çalışması
4.3.1. Başlatma ve güç çalışma modu
4.3.1.1. CS'nin başlatma modunda çalışması ve güçte çalışması, işletme kuruluşu tarafından onaylanan ana deney programı kapsamında ve CS'nin parametrelerinin ve teknik özelliklerinin aşağıdakilere uygunluğuna bağlı olarak gerçekleştirilmelidir. pasaport verileri.
4.3.1.2. Belirli bir aşama veya çalışma türü için temel deney programına uygun olarak, çalışma deney programları geliştirilmelidir. Deneylerin çalışma programları şunları içermelidir:
1) deneysel çalışmanın listesi ve yöntemleri;
2) kritik parametrelerin hesaplanmış tahminleri ve beklenen reaktivite etkilerinin tahminleri;
3) nükleer güvenliği sağlamaya yönelik önlemler.
4.3.1.3. Başlatma modunda CS çalışması sırasında bir vardiyada çalışmanın organizasyonu ve güçte çalışma ve deney yapma prosedürü CS kullanım kılavuzunda belirtilmelidir.
4.3.1.4. CS'yi başlatma modunda çalıştırırken ve güçte çalışırken, vardiya en az bir vardiya amiri (görev amiri) ve CS kontrol noktasının bir operatörünü (mühendis) içermelidir.
4.3.1.5. Beklenen reaktivite marjı 0,7 Veff'den fazla olmayan kritik bir montaj üzerinde deneyler yapılırken, reaktivitedeki değişiklik yalnızca CPS'nin uzaktan hareketi ile gerçekleştirilirse, kaymanın bileşimine bir denetleyici fizikçinin dahil edilmesi gerekli değildir. Etkinliği daha önce deneysel olarak belirlenen RO ve deneysel cihazlar. Vardiyaya süpervizör fizikçi dahil edilmeden yapılan işlerin listesi CS kullanım kılavuzunda tanımlanmalıdır.
4.3.1.6. Değiştirme programı şunları içermelidir:
1) iş performansının sırası ve teknolojisi;
2) iş güvenliğini sağlamak için teknik ve organizasyonel önlemler;
3) devam eden çalışmadan kaynaklanan reaktivite etkilerinin hesaplanmış (deneysel) tahminleri ve bunların tamamlanmasından sonra beklenen Keff değeri (alt kritiklik);
4) izin verilen kritik montaj güç seviyeleri ve izin verilen minimum güç artış süresi;
5) vardiya personeli.
4.3.1.7. CS kontrol noktasının operatörü (mühendisi), A3 sisteminin çalışabilirliği de dahil olmak üzere CS sistemlerinin çalışabilirliğini kontrol etmekle yükümlüdür.
CS sistemlerinin işlerliğini kontrol etmenin metodolojisi ve kapsamı, CS işletim kılavuzunda belirtilmelidir. Güç kontrol kanallarının ve koruma kanallarının işlerliği bir nötron kaynağı kullanılarak kontrol edilmelidir.
4.3.1.8. CS sistemlerinin çalışabilirliğini kontrol ettikten sonra, operasyonel vardiya günlüğüne A3 sisteminin çalışabilirliğini kontrol etme sonuçları, ayarlanmış A3 ayarlarının değerleri, radyasyon durumunun durumu ve hazır olma durumu hakkında bir giriş yapılmalıdır. CS'nin çalışması için.
4.3.1.9. Kritik bir montajın iktidara çıkışı, kural olarak, en az 20 s'lik bir süre ile gerçekleştirilmelidir.
4.3.1.10. 20 s'den daha kısa bir kritik montajın gücünü artırma süresi ile CS'de deneysel çalışmalar yapılması gerekiyorsa, bu tür çalışmalara duyulan ihtiyaç çalışma programında gerekçelendirilmeli ve nükleer güvenliği sağlamak için ek önlemler alınmalıdır. vardiya programında belirlenir.
4.3.1.11. Kritik bir montajın parametrelerini izlemeye yönelik araçlar çelişkili okumalar veriyorsa, tutarsızlığın nedenlerini belirlemek için kritik montaj derhal kritik altı bir duruma getirilmelidir.
4.3.1.12. Deney sırasında, vardiya programı tarafından dikkate alınmayan koşullar ortaya çıkarsa, deney durdurulmalı ve vardiya programı ve gerekirse, çalışma programı deneyler rafine edilmeli ve yeniden doğrulanmalıdır.
4.3.1.13. Deneyde kullanılmayan kritik bir düzeneğin birimleri ve parçaları, yetkisiz kullanımlarının hariç tutulduğu yerlerde saklanmalıdır.
4.3.1.14. Kritik parametreleri daha önce deneysel olarak belirlenen kritik bir düzeneğe kritik kütlenin yeniden ayarlanması, vardiya programında belirlenen kısımlarda (adımlarda) Keff ~ 0.98'e kadar gerçekleştirilmesine izin verilir. Çekirdeğe daha fazla yükleme, paragraf 4.2.9'a göre yapılmalıdır.
4.3.1.15. CS'nin kritik montajının modernizasyonu veya modifikasyonundan sonra çekirdeğin veya reflektörün geometrisinde veya malzeme bileşiminde bir değişiklik olması durumunda kritik kütle oluşumu, paragraf 4.2.8, 4.2'nin gereklilikleri dikkate alınarak gerçekleştirilmelidir. 9.
4.3.1.16. Güçte başlatma ve çalıştırma modu, kritik düzeneğin en az %2 alt kritikliği (Keff ё 0.98) sağlandıktan, CPS RO aktüatörlerine, deney ve yükleme cihazlarına ve reaktiviteyi etkileyen diğer araçlara giden güç kaynağı kapatıldıktan sonra tamamlanmış olarak kabul edilir. .
4.3..1.17. Kompresör istasyonunda bir kaza olması durumunda, işçilerin (personel) eylemlerini belirleyen kompresör istasyonunda bir kaza olması durumunda işçilerin (personel) korunmasına yönelik eylem planı (talimat) ile vardiya personeline rehberlik edilmelidir. ) kompresör istasyonunda bir kaza olması durumunda, öncelikli eylemlerden birinin olası uzak yöntemlerden herhangi biri ile kritik montajın kritik altı duruma getirilmesini içermesi gerekir (bu otomatik olarak gerçekleşmediyse).
4.3.1.18. Kompresör istasyonunda bir kaza olması durumunda, işletmeci organizasyonun yönetiminden uygun sipariş alınana kadar CPS ekipmanının açılması ve A3 ayarlarının değiştirilmesi yasaktır.
4.3.2. Geçici durdurma modu
4.3.2.1. Kompresör istasyonu kritik montajda geçici kapatma modunda çalıştırıldığında, RO A3'ün konumundan bağımsız olarak en az %2 alt kritiklik (Keff ё 0.98) sağlanmalıdır.
4.3.2.2. Bakım çalışmaları, planlı onarımlar, güvenlik açısından önemli olan sistemlerin çalışabilirliğinin test edilmesi ve doğrulanması ve CS'nin yeni deneysel cihazlarla donatılması dahil olmak üzere, CS geçici bir kapatma moduna geçirildikten sonra kritik montaj odasındaki tüm çalışmalar yapılmalıdır. vardiya ve (veya) bakım personeli tarafından, vardiya amiri gözetiminde ve operasyon günlüğünde düzenlenen vardiya programına uygun olarak.
4.3.2.3. Bakım, onarım veya güvenlik açısından önemli olan sistemlerin elemanlarının değiştirilmesi tamamlandıktan sonra çalışabilirlikleri ve tasarım değerlerine uygunluğu kontrol edilmelidir.
4.3.2.4. Kritik bir montaj üzerinde nükleer tehlikeli çalışma yapılırken, güç seviyesi ve güç artış hızının kontrolü sağlanmalıdır, bu sırada A3 reaktörü silahlandırılmalı ve nötron akı yoğunluğu ve nötrondaki değişim hızı için minimum ayarlar yapılmalıdır. A3 cihazlarında akı yoğunluğu ayarlanmalıdır.
4.3.2.5. Kritik bir montajda nükleer tehlikeli çalışmanın bir CR A3 müfrezesi olmadan gerçekleştirildiği durumlar, CS operasyon kılavuzunda tanımlanmalı, kritik montajın durumunu normal çalışma kontrol sisteminin kanalları aracılığıyla izlemek zorunlu olmalıdır.
4.3.2.6. CS'deki çalışma, kritik montajın reaktivite marjındaki bir değişiklikle ilişkili değilse veya planlanan çalışmanın reaktivite marjında bir azalmaya yol açacağına dair deneysel bir onay varsa, o zaman bir vardiya atanması gerekli değildir, ancak iş kritik toplantı odasında, kritik toplantı odasını ve iş yapanları ziyaret etme gerçeğini değiştirme operasyon günlüğüne kayıtlı en az iki işçinin varlığında yapılmalıdır.
4.3.3. Uzun durma modu
4.3.3.1. CS'yi uzun vadeli bir kapatma moduna geçirmeye karar vermeden önce, işletme kuruluşu CS'nin bu modda güvenliğini sağlayan ve güvenlik için önemli olan sistem elemanlarının, korozyon dahil olmak üzere erken çalışabilirlik kaybını önleyen önlemler geliştirmelidir. kritik montajda veya kasalarda bulunan yakıt kaplamaları ve yakıt montaj muhafazaları.
4.3.3.2. Uzun süreli kapatma modunda CS çalışmasının başlamasından önce, CS alt kritikliğinin en az %5'i (Keff d 0.95) sağlanmalıdır ve CPS RO aktüatörlerine, deney ve yükleme cihazlarına güç sağlama olasılığı hariç tutulmalıdır. .
4.3.3.3. CS uzun kapatma modu, işletim organizasyonunun emriyle başlatılmalıdır.
4.3.3.4. Uzun süreli kapatma modunda olan kompresör istasyonunun durumunun izlenmesinin kapsamı ve sıklığı, kompresör istasyonunun kullanım kılavuzunda belirlenmelidir.
4.3.3.5. Uzun süreli kapatma modunda olan COP'yi başlatma modunda çalıştırma ve güçte çalıştırma için hazırlama prosedürü özel bir program tarafından belirlenmelidir.
4.3.4. Son durma modu
4.3.4.1. CS nihai kapatma modunda, işletmeci kuruluş, CS'yi hizmetten çıkarmaya hazırlamak için, kritik montaj çekirdeğinden nükleer yakıtın boşaltılması ve CS sahasından nükleer yakıt ve diğer nükleer malzemelerin çıkarılması dahil olmak üzere, organizasyonel ve teknik önlemler almalıdır.
4.3.4.2. CS sahasından nükleer yakıt ve diğer nükleer malzemelerin çıkarılması ile ilgili çalışmaların performansına ilişkin yasanın işletme organizasyonu başkanı tarafından onaylanmadan önce, bakım kapsamında ve CS personeli sayısında bir azalmaya izin verilmez. .
4.4. Nükleer malzeme taşıma
4.4.1. CS'deki nükleer malzemeler, CS tasarımı tarafından belirlenen ve nükleer yakıtın nükleer enerji tesislerinde depolanması ve taşınması için mevcut güvenlik kurallarının gerekliliklerini karşılayan tesislerde saklanmalıdır.
4.4.2. CS'deki nükleer malzemelerle yapılan tüm çalışmalar, en az iki çalışanın huzurunda yapılmalıdır.
4.4.3. Nükleer malzemeleri geçici (operasyonel) ve kalıcı depolama tesislerinde depolarken, kasıtsız hareket olasılığını dışlayan ve sağlayan yakıt çubuklarının, yakıt düzeneklerinin, nükleer malzemeli kapların vb. Sabit yerleştirilmesi sağlanmalıdır.
Keff e 0.95, normal çalışma sırasında ve CS'nin tasarımı tarafından belirlenen tasarım temelli kazaların başlaması durumunda (depolama tesisinin su basması dahil).
4.4.4. CS'nin tasarımı, CS'nin SAR'ı, kritik toplanma odasında bulunan geçici depolamanın kritik grubun üreme özellikleri üzerindeki etkisinin olmaması için gerekçe sağlamalıdır.
4.4.5. Deneylerin koşullarına göre, yakıt tertibatlarının montajının ve (veya) yeniden montajının yapılmasının gerekli olduğu CS'de, bu işleri yapmak için uygun işyerleri donatılmalıdır. Gerekirse, bu işyerleri, kendi kendine devam eden bir nükleer fisyon zincir reaksiyonunun meydana gelmesi için bir alarm sistemi ile donatılmalıdır.
4.4.6. Nükleer yakıtla çalışma prosedürü ve hem nükleer yakıt depolama tesislerinin hem de montaj yerlerinin nükleer güvenliğini sağlamak için önlemler ve (veya) yakıt gruplarının yeniden montajı, depolama, nakliye ve yeniden yükleme sırasında nükleer güvenliği sağlamaya yönelik talimatlarda belirlenir. CS'de nükleer yakıt olacak ve nükleer malzemelerin işlenmesinde nükleer güvenliğin sağlanmasına ilişkin düzenleyici belgelerde belirlenen gerekliliklere uyacaktır.
5. Kritik standın güvenliği için önemli olan sistemlerde (elemanlarda) değişiklik yapma prosedürü
5.1. CS'nin güvenliği için önemli olan sistemlerde (elemanlarda) önerilen değişiklikleri doğrulamak için, işletmeci kuruluş, CS'de planlanan değişiklikler nedeniyle olası kazaların başlangıç olaylarını belirlemeye yönelik bir analiz yürütmeli ve Başlatıcı olayların yeni listesi, CS'nin güvenliğini analiz edin.
5.2. Analizin sonuçlarına dayanarak (bakınız paragraf 5.1), aşağıdaki kategorilerden birine atanmaları ile birlikte yaklaşan değişiklikleri sınıflandırmak gerekir:
1) yeniden yapılandırma - tasarım temelli kazaların başlangıç olaylarının listesinde ve daha önce CS tasarımı tarafından oluşturulan tasarım dışı kazaların listesinde ve ayrıca listede bir değişikliği gerektiren güvenlik için önemli olan sistemlerde (öğelerde) değişiklikler ve CS'nin yeni bir SAR'ının geliştirilmesini gerektiren güvenli operasyon için limit ve koşulların değerleri;
2) modernizasyon - CS'nin güvenli çalışması için sınırların ve koşulların ayarlanmasını ve CS'nin SAR'ında değişikliklerin başlatılmasını gerektiren CS sistemlerinde ve unsurlarında değişiklikler (bireysel değiştirme veya ek sistemlerin kurulumu ve ( veya) elemanlar);
3) CS'nin tasarımı tarafından sağlanan ve CS'nin SAR'ında gerekçelendirilen kritik montajların parametrelerini dikkate alarak kritik bir montajın değiştirilmesi (yeniden inşa edilmesi veya değiştirilmesi);
4) kompresör istasyonunun güvenli çalışması için belirlenen limitleri ve koşulları değiştirmeyen, güvenlik açısından önemli olan sistem ve elemanlardaki değişiklikler;
5) COP'un güvenliğini etkilemeyen değişiklikler.
5.3. Kompresör istasyonunun yeniden inşası sırasında kompresör istasyonunun bir tasarımı geliştirilmeli, yeniden inşa edilen kompresör istasyonunun tasarımı ve devreye alınması yeni inşa edilen kompresör istasyonu için belirlenen şekilde yapılmalıdır.
5.4. CS'nin modernizasyonu aşağıdaki ana aşamaları içermelidir:
1) CS'nin tasarım belgelerindeki değişikliklerin geliştirilmesi ve CS projesinin geliştiricileri ile bunların koordinasyonu (gerekirse);
2) GB'nin SAR'ında değişikliklerin getirilmesi;
3) ekipmanın imalatı, kurulumu ve test edilmesi;
4) operasyonel belgelerde değişiklik yapmak;
5) personel eğitimi.
5.5. CS'nin tasarımı tarafından sağlanan ve CS'nin SAR'ında gerekçelendirilen kritik montajın modifikasyonu (yeniden inşası veya değiştirilmesi), işletme organizasyonu tarafından oluşturulan prosedüre uygun olarak gerçekleştirilmelidir.
5.6. Değiştirilebilir parçaların değiştirilmesi ile ilgili değişiklikler yapısal elemanlar sistemler ve deney cihazları, CS'nin tasarımında ve CS'nin kullanım kılavuzunda belirtilen prosedüre uygun olarak tanıtılacaktır ve bu değiştirmenin güvenli çalışmanın sınırlarını ve (veya) koşullarını değiştirmemesi ve OOB KS'de dikkate alınan olası kazaların sonuçlarının analizinin sonuçları.
5.7. COP'un güvenliğini etkilemeyen değişiklikler, işletmeci kuruluş tarafından oluşturulan prosedüre uygun olarak gerçekleştirilmelidir, COP'un dokümantasyonu ise yapılan tüm değişiklikleri yansıtmalı ve bunların, güvenliği etkilemeyen değişiklikler olarak sınıflandırılmasını haklı göstermelidir.
6. Kurallara uygunluğun kontrolü
İşletme organizasyonu, Kurallara uygunluğun sürekli olarak izlenmesini sağlamalı ve yılda en az bir kez nükleer güvenlik komisyonu tarafından COP'nin nükleer güvenlik durumunu kontrol etmelidir. Denetimin sonuçları, CS'nin nükleer ve radyasyon güvenliğinin durumunun değerlendirilmesine ilişkin yıllık rapora yansıtılmalıdır.
1. Teknik tasarım ve diğer teknik döküman Güvenlik için önemli olan sistem ve elemanların açıklamaları, pasaportları, çizimleri ve şemaları dahil olmak üzere CS.
2. CS'de kullanılan nükleer tesislerin güvenliğine ilişkin düzenleyici belgelerin listesi.
3. COP'nin güvenliğinin gerekçesine ilişkin rapor.
4. CS'nin kontrol fiziksel başlatma programı.
5. Kontrol fiziksel başlatmanın sonuçlarına göre hareket edin.
6. Deneylerin çalışma programları.
7. CS için genel ve özel kalite güvence programları.
8. COP'nin çalıştırılması için el kitabı.
9. CS sistemleri ve ekipmanlarının çalıştırılmasına ilişkin talimatlar.
10. Kompresör istasyonunda bir kaza olması durumunda işçilerin (personel) korunması için eylem planı (talimat).
11. COP'ta Nükleer Yakıtın Depolanması, Taşınması ve Yeniden Yüklenmesi Sırasında Nükleer Güvenliğin Sağlanmasına Yönelik Talimatlar.
12. Operasyonel belgeler (operasyonel vardiya günlüğü, çekirdek yükleme kartogramlarının günlükleri vb.).
13. Kompresör istasyonunda devreye almanın tamamlanması eylemi.
14. Kanunlar ve protokoller periyodik test Güvenlik için önemli olan CS sistemleri.
15. Nükleer güvenlik komisyonunun kanunları.
16. Kompresör istasyonunun işletmeye alınmasıyla ilgili işletme organizasyonu başkanının emri.
17. COP personelinin görev tanımları.
18. CC'de yürürlükte olan yönetmelik ve talimatların listesi.
19. CS'nin vardiya personelinin tasdik kayıtları.
20. Anayasa Mahkemesi personelinin atanmasına ilişkin emirler (emirlerden alıntılar).
21. Personelin atom enerjisi kullanımı alanında çalışma yapma hakkı için izinler.
federal Hizmet
Çevresel, Teknolojik ve Nükleer Denetim için
FEDERAL NORMLAR VE KURALLAR
NÜKLEER ENERJİ KULLANIM ALANINDA
Onaylı
kararname
Federal Hizmet
çevresel,
teknolojik
ve nükleer denetim
tarih 20 Aralık 2005 No. 15
TESİSLER İÇİN NÜKLEER GÜVENLİK YÖNETMELİKLERİ
NÜKLEER YAKIT DÖNGÜSÜ
NP-063-05
Moskova 2005
Bu federal normlar ve kurallar "Nükleer Yakıt Döngüsü Tesisleri için Nükleer Güvenlik Kuralları", nükleer bölünebilir malzemelerin nükleer yakıt çevrimi tesislerinde kullanımı, işlenmesi, depolanması ve taşınması sırasında nükleer güvenliğin sağlanması için gerekliliklerin yanı sıra uygulanan teknolojik uygulamalar için nükleer güvenlik gerekliliklerini belirler. prosesler ve ekipman, nükleer yakıt çevrimi tesislerinin tasarımı.
İlk kez yayınlandı*.
Rusya Federasyonu'nun düzenleyici yasal düzenlemeleri, federal normlar ve kuralların yanı sıra IAEA'nın tavsiyeleri (110 No.lu "Nükleer tesislerin güvenliği" konulu bir dizi yayın), tavsiyeler temelinde geliştirilmiştir.OECDNEA- Ekonomik İşbirliği ve Kalkınma Örgütü'nün Nükleer Enerji Ajansı ("Nükleer Yakıt Döngüsü Güvenliği").
Normatif belge geçti yasal uzmanlık Rusya Adalet Bakanlığı (Rusya Adalet Bakanlığı'nın 28 Şubat 2006 tarih ve 01/1498-ЕЗ sayılı mektubu).
_________________
*Düzenleyici belge, Dubovenko A.S., Iryushkin V.M., Kislov A.I.'nin katılımıyla Nükleer ve Radyasyon Güvenliği Bilimsel ve Teknik Merkezi'nde (STC NRS) geliştirildi. (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. (JSC "TVEL"), Romanova A.V. (JSC "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 "Kurchatov Enstitüsü"), Chvankina E.V. (FGUP "VNIINM").
Rosatom, FSUE PA Mayak, FSUE GCC, FSUE SCC, FSUE UEIP, JSC MSZ, JSC TVEL; Rusya Federasyonu Devlet Araştırma Merkezi IPPE, FSUE VNIINM, FSUE GI "VNIPIET", FSUE "OKBM, I.I. Afrikantov, Rusya Federasyonu Devlet Bilim Merkezi "NIIAR", JSC "NZHK", FSUE "GSPI", FSUE "NII NPO "Luch", JSC "Sverdnihimmash".
İçerik
|
|
Kısaltmalar listesi
OOB - güvenlik analizi raporu
NFCF - nükleer yakıt çevrimi tesisi
SAS SCR'si - sistem alarm kendi kendini idame ettiren bir fisyon zincir reaksiyonunun ortaya çıkışı hakkında
SCR - kendi kendine yeten fisyon zincir reaksiyonu
TV'ler - yakıt montajı
yakıt çubuğu - yakıt elemanı
YA - nükleer kaza
YADM (V, N) - nükleer bölünebilir malzeme (madde, nüklid)
NHL - nükleer tehlike bölgesi
YAO - nükleer tehlikeli bölge
NFC - nükleer yakıt döngüsü
Sözleşmeler
İle - nötron çarpma faktörü
İle ∞ sonsuz homojen bir ortamın veya sonsuz tekrar eden bir kafesin nötron çarpma faktörüdür
İle ef etkili nötron çarpma faktörüdür
M h - nükleer yakıtın (B, N) yükleme hızı (yapılandırması)
M n - NDM birikim hızı (B, N)
H h - NDM yer imi oranı (B, N)
İle n - NDM (N) veya NDM (B) konsantrasyon oranı
İle - NDM (N) veya NDM (B) konsantrasyonu
D - kürenin çapı, silindir
M - NDM kütlesi (V, N)
n - belirli bir nükleer güvenlik parametresi için güvenlik faktörü
T - tabaka kalınlığı
V - Ses
Nükleer güvenlik parametrelerinin değer endeksleri C, D, M, T, V
b - nükleer güvenlik parametresinin güvenli değeri
e - nükleer güvenlik parametresinin izin verilen değeri
cr nükleer güvenlik parametresinin kritik değeridir
n - nükleer güvenlik parametresinin eşik değerinin indeksi
Terimler ve tanımlar
Bu belgenin amaçları doğrultusunda aşağıdaki terimler ve tanımlar geçerlidir.
Güvenlik ekipmanı (B tipi ekipman) - normal çalışma sırasında ve nükleer yakıt çevrim tesisinin tasarımında dikkate alınan herhangi bir başlatma olayı sırasında kendi kendini sürdüren bir fisyon zincir reaksiyonu (SFR) olasılığını dışlayan ekipman, tasarım, geometrik özellikler ve yapısal malzemeler.
Güvenli parametre (nükleer güvenlik parametresinin güvenli değeri): güvenli kütle MB, güvenli konsantrasyon Doygunluk, güvenli hacim vb., güvenli çap db veya güvenli katman kalınlığı yemek) - NDM (B, N) içeren dikkate alınan sistemin nükleer güvenlik parametresinin değeri, n aynı sistemin karşılık gelen minimum kritik parametresinin değerinden kat daha az. Güvenli parametre değerleri sağlamalıdır İle ef0,95'ten fazla olmayan sistemler.
Malzeme kütlesinin nemi (% olarak) - birim hacimdeki malzemenin içerdiği su kütlesinin, belirli bir hacim birimindeki toplam malzeme kütlesine oranı, 100 ile çarpılır.
Çeşitli hidrojen bileşikleri içeren bir malzeme için "eşdeğer nem" kavramının kullanılmasına izin verilir. kütle kesri hidrojen, yüzde olarak ifade edilir ve 9 ile çarpılır.
Paketleme grubu - ambalaj setinin bir parçası olan teknik araçlarla sağlanması gereken, karşılıklı yerleşimlerini sınırlamadan veya sınırlı karşılıklı yerleştirme ile depolanabilen veya taşınabilen bir paket seti.
İzin verilen paket sayısı - bir grup veya yığına yerleştirilmesine izin verilen en fazla paket sayısı.
Geçerli parametre (nükleer güvenlik parametresinin izin verilen değeri): izin verilen kütle (muhasebe birimleri için izin verilen miktar) M d, izin verilen hacim V d, izin verilen çap D d veya izin verilen katman kalınlığı T d - NDM (V, N) içeren dikkate alınan sistemin nükleer güvenlik parametresinin değeri, n aynı sistemin karşılık gelen kritik parametresinin değerinden kat daha az. Geçerli parametreler değerler sağlamalıdır İle sistemin efektif değeri 0,95'ten fazla değildir.
Tek başarısızlık - başarısızlık, bir elemanın başarısızlığı.
Nükleer Güvenlik Sonuç - belirli ekipman ve (veya) teknolojik süreç, taşıma koşulları, bu ekipman için bu koşulların ve parametrelerin ve (veya) teknolojik süreç için nükleer güvenliği sağlamak için depolama noktaları için nükleer güvenlik koşullarını ve parametrelerini belirleyen teknik bir belge düzenleyici belgeler tarafından belirlenmez.
nötron moderatörü - yüksek enerjili nötronları etkili bir şekilde yavaşlatan bir malzeme.
Kaynak olay - NFC tesisinin teknolojik sistemlerinde (elemanlarında) tek bir arıza, bir nükleer güvenlik parametresinin sapması, harici bir olay veya bir çalışanın (personel) normal işleyişin ihlaline yol açan ve ihlale yol açabilecek bir hatası güvenli çalışma için limitler ve (veya) koşullar. Bir başlatıcı olay, ondan kaynaklanan tüm bağımlı hataları içerir.
Tutucu yaklaşım - NFCF'deki teknolojik sistemlerin, elemanların, süreçlerin güvenliğini analiz ederken, parametreler ve özellikleri için değerler ve sınırlar alındığında, açıkça daha olumsuz sonuçlara yol açan bir yaklaşım.
koruyucu kap - tasarımı ve yük sınırlaması, NDM (B) veya bunlara dayalı ürünler arasındaki nötron etkileşiminin, bu ambalaj setlerinde bulunan değerin, İle Normal çalışma sırasında bu tür paketlerden herhangi bir sayıdaki bir sistemin sf'si 0,95'i geçmez.
güvenlik faktörü - katsayının ayarlanabilir minimum değeri n Güvenli veya geçerli bir parametre tanımlamak için kullanılan (Güvenli Parametre ve Geçerli Parametre tanımlarına bakın).
çoğaltma faktörü nükleer fisyon nedeniyle dikkate alınan zaman aralığında sistemde üretilen toplam nötron sayısının, aynı zaman aralığında absorpsiyon ve sızıntı sonucunda bu sistemden ayrılan nötron sayısına oranıdır. Eğer İle sonsuz bir ortam veya sonsuz tekrar eden bir kafes için tanımlanan, sonsuz bir ortamın çarpım faktörü olarak adlandırılır. İle∞ ve sonlu boyutlarda bir ortam için - etkin çarpma faktörü ile İle ef.
Kritik parametre (nükleer güvenlik parametresinin kritik değeri): kritik kütle (hesap birimleri için sayı) M cr, kritik konsantrasyon İle cr, kritik hacim V cr, kritik çap D cr veya kritik katman kalınlığı T kr - etkin çarpma faktörüne karşılık gelen sistemin NDM'sini (V, N) içeren parametrenin değeri İle sistemin effi, 1'e eşittir.
Malzemedeki nötron moderatörünün kütle oranı - nötronları hafifleten nüklidlerin kütlesinin malzemenin kütlesine oranı olarak tanımlanan miktar.
Nüklitlerin kütle konsantrasyonu bir çözelti veya karışımın birim hacmindeki nüklidlerin kütlesidir.
Malzemedeki nüklidin kütle oranı - nüklidin kütlesinin malzemenin kütlesine oranı olarak tanımlanan değer.
Minimum kritik parametre - tüm değişiklik aralığında dikkate alınan sistemin kritik parametresinin değerlerinin en küçüğü.
Yükleme hızı (yapılandırma) - ekipmana, ayrı bir konteynere, ambalaja vb. yüklenmesine izin verilen nükleer yakıt kütlesi (V, N).
Yer imi oranı - Proses ekipmanında, yükleme hızı, konsantrasyon oranı, serbest bırakılmayan hacimler, çökelme oluşumu, yüzeyinde birikintiler nedeniyle belirlenen sınırların üzerinde birikmesine izin verilen NDM kütlesi (V, N) teçhizat.
Konsantrasyon oranı - NDM'nin (V, N) ekipmanda işlenmesine ve ayrıca paketlerde depolanmasına veya taşınmasına izin verilen NDM (V, N) kütle konsantrasyonu.
tasarruf oranı - yardımcı ekipmanda (filtreler, iletişim, tuzaklar, vb.) birikmesine izin verilen NDM kütlesi (V, N), yani. NDM'nin (V, N) teknolojik sürece uygun olarak yüklenmemesi gereken, ancak bu ekipmanın çalışması sırasında girebileceği ekipmanda.
Tehlikeli ekipman (O tipi ekipman) - güvenlik donanımı olmayan donanım ("Güvenli donanım (B tipi donanım)" tanımına bakın);
Güvenlik faktörü arttırılmış ekipman (PKZ tipi ekipman) - tasarım özellikleri, NDM (V, N) verileriyle çalışırken, aynı NDM (V, N) için minimum kritik kütlenin en az 5 katını aşan minimum kritik kütlenin değerini sağlayan, ancak Tam reflektörlü bir küre şeklinde olan ve güvenlik katsayılarının arttırıldığı bir sistem.
Nötron reflektörü (reflektör) - NAM (B, N)'nin bulunmadığı, ancak sistemin NAM (B, N) içeren kısmına nötronları geri gönderebilen sistemin bir parçası.
Nükleer güvenlik parametresi: nükleer kurulum ekipmanının iç yüzeyleri tarafından sınırlanan tabakanın hacmi, çapı, kalınlığı, nükleer kurulum ekipmanına yüklenen veya içinde bulunan nükleer yakıtın (B) kütlesi; NDM (B) içindeki NDM (H) konsantrasyonu ve içindeki nötron emicilerin ve moderatörlerin içeriği; uranyum zenginleştirmesi, NDM'nin nüklid bileşimi (B); nem NDM (V) (hidrojen içeriği); nötron yansıması için koşulları belirleyen ekipmanın ve nükleer tesisin çevresinin özellikleri (tasarım, geometri, kullanılan yapısal malzemeler, emici eklerin varlığı, vb.); ekipman parçaları arasındaki mesafe - nükleer güvenliği sağlamak için değeri için bir kısıtlama yapılan fiziksel miktar (parametre).
Tasarımları tekrar eden unsurlara sahip olan nükleer tesisler ve paketleme setleri için (örneğin, bir pakette depolanması ve taşınması sırasında bireysel nükleer yakıt gruplarını yerleştirmek için hücreler ve bidonlar, nükleer malzeme paketleri yığınları, vb.), nükleer güvenlik parametreleri de Dahil etmek yinelenen öğelerin sayısı; bitişik elemanların eksenleri arasındaki mesafe (kafes adımı) .
Aşırı yükleme - nükleer güvenlik parametrelerinin güvenli, izin verilen değerlerinin fazlası:
Güvenli veya izin verilen nükleer yakıt kütlesinin (V, N) 1,4 katından fazla aşılması;
Güvenli NDM (H) konsantrasyonunun 1,1 kattan fazla aşılması.
nötron emici Nötronları emen bölünemeyen bir malzeme.
Nükleer Güvenlik Parametresi Eşiği (Parametre Eşiği, Eşik Parametresi) - normal çalışma sırasında ihlal edilmemesi gereken nükleer güvenlik parametresinin değerinin üst (alt) sınırı,
Acil durum öncesi durum - nükleer bir kazaya dönüşmeyen güvenli çalışma sınırlarının ve (veya) koşullarının ihlali ile karakterize edilen NFCF durumu,
Parametre limit değeri (limit parametresi) - nükleer güvenlik parametresinin, (sistemin diğer nükleer güvenlik parametrelerinin belirli değerleri için, tasarım tarafından sağlananlar arasındaki olaylar) değişimin olası aralığındaki değeri, sistemin çarpma faktörü veya ekipman en yüksek değere ulaşır.
Kendi kendini idame ettiren nükleer fisyon zincir reaksiyonu - herhangi bir zaman aralığında nükleer fisyon sürecinde üretilen nötronların sayısının, aynı zamanda sızıntı ve absorpsiyon nedeniyle sistemden kaybolan nötronların sayısına eşit veya daha fazla olduğu nüklitlerin nükleer fisyon süreci Aralık.
sistem (bu belge için) - geometrisi, malzemesi ve nüklid bileşimi nükleer güvenliğin gerekçelendirilmesinde dikkate alınan NDM (V, N) içeren bir dizi element.
Alarm sistemi - SCR'yi tespit etmek ve çalışanları nükleer tehlikeli bölgeden tahliye etme ihtiyacı hakkında acil durum sinyalleri vermek için tasarlanmış bir dizi teknik araç.
Reflektörsüz sistem - Reflektörün kritik parametrelerin değeri üzerindeki etkisinin, yansıtıcılığında, kalınlığı 3 mm'den fazla olmayan sıkıca oturan bir çelik veya su reflektörüne eşdeğer olduğu bir sistem.
nötron izole sistem (nötron izoleli sistem) - herhangi bir ortamla nötron etkileşiminin etkili nötron çarpma faktörünün değeri üzerindeki etkisinin ihmal edilebileceği bir sistem.
Nominal reflektörlü sistem - 25 mm kalınlığında sudan yapılmış, sıkı oturan bir reflektöre sahip bir sistem. Reflektörlerin kritik parametrelerin değeri üzerindeki etkisinin, yansıtıcılığında, kalınlığı 3 mm'den fazla ve 25 mm'den fazla olmayan sudan yapılmış sıkıca oturan bir reflektöre eşdeğer olduğu bir sistem, bir sistem olarak kabul edilmelidir. nominal reflektör,
Uzak reflektör sistemi - Yapıcı olduğu bir sistem, teknik araçlar yardımıyla veya yerleştirilmesiyle, reflektörlere belirtilen değerden daha az bir mesafeye yaklaşma olasılığı hariç tutulur.
Tam radyasyon korumalı sistem - koruyucu elemanları, içinde meydana gelen SCR'den soğurulan hızlı nötron ve gama radyasyonu dozunu 10 18'lik bölümlerle 0.1 Gy'den daha düşük bir değere düşüren ve yalıtkan elemanları önleyen bir sistem SCR'nin başlangıcından sonraki 1 saat içinde 0.01 3v'den daha az dozun alınmasına karşılık gelen seviyelere radyoaktif aerosollerin hizmet verilen tesislere girişi.
Tam reflektör sistemi - 25 cm kalınlığında sıkı oturan bir su reflektörü olan bir sistem Reflektörlerin kritik parametrelerin değeri üzerindeki etkisinin, yansıtıcılığında 25 mm'den daha kalın sudan yapılmış sıkı oturan bir reflektöre eşdeğer olduğu bir sistem düşünülmelidir. tam reflektörlü bir sistem. Tam bir reflektörden daha fazla yansıtıcı olan reflektörlü sistemler, nükleer güvenlik belgelerinde belirtilmelidir.
Taşıma paketleme seti (paketleme seti) - gerekirse bir veya daha fazla kap, emici maddeler, aralayıcı yapılar, radyasyondan korunma cihazları, soğutma ve ısı yalıtımı, şok dahil olmak üzere NDM'nin (B) taşınması ve / veya depolanması için tasarlanmış bir yapısal eleman kompleksi (set). ambalajın güvenlik gereksinimlerini karşıladığından emin olmak için gerekli emiciler, vb.
Paketleme (paketleme NDM (V) - içine nükleer yakıt yerleştirilmiş bir paketleme kiti (B).
kafes aralığı - düz bir düzenli kafesin düğümlerinde bulunan bitişik paketlerin, yakıt elemanlarının, yakıt düzeneklerinin eksenleri arasındaki veya hacimsel düzenli kafeslerin düğümlerinde bulunan bileşenlerin merkezleri arasındaki mesafe.
paket yığını - ambalaj setinin parçası olmayan teknik araçlar (raflar, kelepçeler, işaretler, vb.)
Nükleer tehlike bölgesi - Üretim alanı Fisyon sayısı 10 18 olan SCR'den emilen anlık karışık nötron ve gama radyasyonu dozunun 0.1 Gy'den fazla olabileceği NDM (B) ile.
Nükleer bölünebilir malzeme (madde) - nükleer tehlikeli bölünebilir nüklidler NDM (N) içeren malzeme (madde), SCR oluşma olasılığının dışlanmadığı çalışma sırasında.
Nükleer tehlikeli bölünebilir nüklid - malzemede bulunması, bu malzemenin işlenmesi sırasında SCR oluşma olasılığını dışlamayan bölünebilir nüklid.
Nükleer tehlikeli alan - NFCF'nin (atölye, saha, departman, departman, laboratuvar, depolama tesisi) alt bölümü veya herhangi bir NDM (V, N) işleminin gerçekleştirildiği bir üretim tesisi - zenginleştirilmesi ile plütonyum, uranyum-233, uranyum uranyum-235 nüklidi, herhangi bir zamanda bulunan plütonyum ve uranyum-233, uranyum-235 nüklidlerinin toplam kütlesi ise %1'den (kütle) daha yüksektir. bu bölüm, 300 g'ı aşıyor Nükleer tehlikeli bölge, bölümün tüm üretim tesislerini ve nükleer yakıtın bulunduğu veya bulunabileceği bölümün münferit binalarını içerir (V, N).
300 g'dan fazla miktarda NFM (V, N) ile çalışmanın yapıldığı bir alt bölüm, Nükleer Güvenlik Sonucuna göre nükleer tesisler listesinden çıkarılmışsa nükleer tesis değildir.
1. Amaç ve kapsam
1.1. Bu federal normlar ve kurallar "Nükleer Yakıt Döngüsü Tesisleri için Nükleer Güvenlik Kuralları" (bundan böyle Kurallar olarak anılacaktır) şunları belirler:
Nükleer güvenliği sağlamak için temel hükümler ve genel gereklilikler ile NFM'nin (V, N) NFCF sahası içinde kullanımı, işlenmesi, depolanması ve taşınması için terimler ve tanımlar;
Nükleer tesislerin ve nükleer malzemeler için depolama tesislerinin tasarımında, inşasında, işletmeye alınmasında, işletilmesinde ve hizmetten çıkarılmasında uygulanan nükleer güvenliğin sağlanması için gereklilikler;
Nükleer güvenlik parametrelerinin izlenmesi için yöntemler ve araçlar için gereklilikler.
1.2. Bu Kurallar aşağıdakiler için geçerlidir:
Aşağıdakiler dahil, tasarlanmış, inşa edilmiş, işletilmiş ve hizmet dışı bırakılmış nükleer yakıt çevrimi (NFC) tesisleri:
NDM (V, N) kullanımına, işlenmesine ve taşınmasına yönelik yapılar, kompleksler, tesisler (süblimasyon üretimi, uranyum izotoplarının ayrılması, yakıt üretimi, kimyasal ve metalurjik üretim, radyokimyasal işleme, NDM (V) için depolama tesisleri dahil) bir nükleer tesisin bölgesi ve bir nükleer tesis projesi tarafından sağlanan),
Nükleer tesisin topraklarında bulunan ve bir nükleer tesisin tasarımında öngörülmemiş tesisler ve yapılar da dahil olmak üzere, NDM'nin (V) depolanmasına yönelik sabit tesisler ve yapılar; NDM (B) içeren radyoaktif atıkların depolanmasına yönelik sabit tesisler ve yapılar;
Araştırma ve geliştirme çalışmalarında NDM (B) kullanan araştırma kuruluşları (enstitüler, laboratuvarlar);
NFM'nin (V) kullanımı, işlenmesi, depolanması ve taşınması için teknolojilerin geliştirilmesi, ekipman tasarımı, araçlar ve paketleme kitleri içeren tasarım, mühendislik ve diğer kuruluşlar (inşaat hariç), yöntem ve araçların geliştirilmesi nükleer güvenlik parametrelerinin izlenmesi için , NFFC proses kontrol sistemleri, SCR oluşumu için acil durum sinyalizasyon sistemleri, nükleer tesislerin tasarımı ve nükleer malzemeler için depolama tesisleri.
1.3. Bu Kurallar geçerli değildir:
Nükleer santraller, gemiler ve diğer deniz taşıtları, uzay ve uçaklar, diğer taşıtlar ve araçlar dahil olmak üzere nükleer reaktörlü yapılar ve kompleksler, endüstriyel, deneysel ve araştırma nükleer reaktörlü yapılar ve kompleksler, kritik ve kritik altı nükleer test tesisleri, tesisleri ve cihazları hakkında barışçıl amaçlar için nükleer yükler ve kontrol ve koruma sistemleri ile donatılmış diğer nükleer tesisler, nükleer santrallerin taze ve kullanılmış nükleer yakıtı için depolama tesisleri, deney ve araştırma reaktörleri;
Uranyum ve plütonyum kullanan, işleyen, depolayan ve taşıyan kuruluşlar ve bölümleri için, uranyum-233, uranyum-235 ve plütonyumun toplam kütlesi herhangi bir zamanda 300 g'ı geçmiyorsa;
NAM (V)'nin yakıt düzenekleri, yakıt çubukları, topaklar şeklinde olduğu durumlar dışında, uranyum-235 izotopundaki zenginleştirmesi %1'i (kütleyi) aşmayan uranyumu işleyen kuruluşlar ve alt bölümleri;
Ayrı bir NFCF'nin alt bölümleri için, NFCF'nin işletme organizasyonu veya NFCF'nin işletilmesi için işletim organizasyonuna iş yapan ve hizmet veren organizasyon, öngörülen şekilde nükleer tesisler listesinden hariç tutulmuştur;
Nükleer yakıtın (V) NFCF sahalarının dışına taşınması için.
2. Nükleer yakıt çevrimi tesislerinin nükleer güvenliğini sağlamak için genel şartlar
2.1. Nükleer yakıtın (B) kullanımı, işlenmesi, depolanması ve taşınması sırasında NFCF'nin nükleer güvenliğinin sağlanması, aşağıdakiler için koşulların oluşturulması ve sürdürülmesinden oluşur:
JA'nın önlenmesi (SCR oluşumu);
JA'nın sonuçlarının ciddiyetinde mümkün olan maksimum azalma.
2.2. NFCF'nin teknoloji geliştirme, ekipman tasarımı, tasarımı, yapımı, devreye alınması, işletimi ve hizmetten çıkarılması nükleer güvenliğin sağlanması için aşağıda listelenen temel gerekliliklere uygun olarak gerçekleştirilmelidir;
Hem normal koşullar altında hem de güvenlik durumunda dikkate alınan herhangi bir başlatıcı olay altında SCR oluşumunun önlenmesi (birden fazla başlangıç olayının olduğu durumlarda, bir nükleer kazanın sonuçlarının ciddiyetini azaltmak için önlemler alınmalıdır);
NFM'nin (V) kontrolsüz ve yetkisiz işlenmesi, birikmesi, taşınması, aktarılması ve taşınması durumlarının önlenmesi;
Hem normal çalışma sırasında hem de kaza olaylarının başlatılması sırasında, tasarım ve süreç belgeleri, nükleer güvenlikle ilgili düzenleyici belgeler (kurallar, talimatlar, süreç düzenlemeleri) tarafından düzenlenen nükleer güvenlik koşullarının ve gereksinimlerinin ihlal edilmesinin önlenmesi ( gösterge listesi başlatıcı olaylar );
Güvenli ekipmanın (B tipi ekipman), teknik araçların ve otomasyon ekipmanının tercihli kullanımı;
Kilitlerle birlikte nükleer güvenlik parametrelerinin kontrolünün (esas olarak otomatik) uygulanması;
Nükleer güvenliğin gerekçelendirilmesinde muhafazakar bir yaklaşımın uygulanması.
2.3. Etkili nötron çarpma faktörü İle ef NDM (V, N) içeren herhangi bir bireysel ekipman parçası ve bir bütün olarak herhangi bir nötron izoleli sistem mümkün olan en düşük seviyede tutulmalı ve normal çalışma sırasında 0,95'i ve normalin ihlali durumunda 0,98'i geçmemelidir. operasyon (işçilerin tek hatası veya hatası).
2.4. NDM (B, N) işlenirken SCR oluşumunun önlenmesi, 2.4.1 - 2.4.9 paragraflarında listelenen kısıtlamalar ve önlemler yoluyla sağlanır.
2.4.1. Ekipmanın geometrik şekli ve boyutlarına getirilen kısıtlamalar (NDM (B) için depolama hücreleri dahil);
2.4.2. NDM'nin (B) izotopik ve (veya) nüklid bileşimi üzerindeki kısıtlamalar;
2.4.3. Homojen ve (veya) heterojen nötron soğurucuların kullanımı;
2.4.4. İzotopik bileşimi dikkate alınarak ekipmana yerleştirilen NDM (B) kütlesi üzerindeki kısıtlamalar;
2.4.5. NDM konsantrasyon limitleri (B);
2.4.6. NDM'de (B) nötron moderatörlerinin kütle kesirleri üzerindeki kısıtlamalar;
2.4.7. Nötron reflektörlerine ve NFCF ekipmanının karşılıklı yerleştirilmesine getirilen kısıtlamalar;
2.4.8. SCR olasılığını azaltmak için organizasyonel ve teknik önlemler;
2.4.9. 2.4.1 - 2.4.8 paragraflarında belirtilen kısıtlamaların ve önlemlerin kombinasyonu.
2.5. Ekipmanın farklı izotopik ve (veya) nüklid bileşimli NDM'yi (B) işlemesi gerekiyorsa, en tehlikeli bileşim için nükleer güvenlik kısıtlamaları oluşturulmalıdır.
2.6. NFM'nin (V, N) depolanması ve nakliyesi sırasında, 2.4.1 - 2.4.9 paragraflarında belirtilen kısıtlamalara ve önlemlere ek olarak SCR'nin oluşmasının önlenmesi şu şekilde sağlanır:
Depolama ve ambalaj tasarımları ve ayrıca ambalajların sayısı, yerleşimi ve kullanılan yangın söndürücü maddeler üzerindeki kısıtlamalar;
Normal çalışma koşullarına uygunluk için ambalaj setlerinin ve paketlerin testleri;
Nükleer yakıtın (B) faz durumundaki değişikliklerin, yakıt çubuklarının veya depo ve paketlerin yapısal elemanlarının zarar görmemesi için nükleer yakıtın (B) veya kullanılmış yakıt gruplarının gerekli soğutulmasını sağlamak için alınan önlemler.
2.7. Nükleer güvenliği sağlamak için, ekipman veya depolama birimlerine yerleştirilen güvenli parametrelerden (NAM (H) veya NDM (V) kütlesi, NAM (N) veya NDM (V) konsantrasyonu), çap, kalınlık, hacim, ekipmanın iç yüzeyleri ile sınırlıdır) bireysel ekipman parçaları veya depolama üniteleri için.
2.8. Yükleme, biriktirme, döşeme, ekipmanın geometrik boyutları normları, ancak üretim koşulları belirlenen kısıtlamalara (nötron moderatörlerinin kütle oranı, yoğunluk, izotopik ve nüklid bileşimi, nötron emicilerin konsantrasyonu) uygunluğu garanti ederse, izin verilen parametrelere göre ayarlanabilir. Kontrollü parametrelerin ve aktüatörlerin (bloklar, dağıtıcılar, kesiciler, vb.) ölçülmesi için araçlar da dahil olmak üzere, ekipmanın çalışması sırasında ek kısıtlamaların uygulanmasını izlemek için öncelikle teknik araçlar tanımlanmalıdır.
Aksi takdirde, nükleer güvenlik parametrelerinin güvenli değerlerine göre özellikler, ekipman parametreleri ve standartlar oluşturulmalıdır,
2.9. Münferit ekipman parçalarının güvenli ve kabul edilebilir parametreleri, değere göre belirlenmelidir. İle eff 0.95'ten fazla değil, güvenlik faktörü ise n en az aşağıdaki değerlere sahip olmalıdır.
|
Parametre |
güvenlik faktörü P |
|
Güvenli (izin verilen) ağırlık |
2,1 |
|
Güvenli Konsantrasyon |
1,3 |
|
Güvenli (izin verilen) hacim |
1,3 |
|
Güvenli (izin verilen) çap |
1,1 |
|
Güvenli (izin verilen) katman kalınlığı |
1,1 |
2.10. PKZ tipi ekipman için güvenlik faktörünün minimum değeri n güvenli kütleleri hesaplarken 3.3'e ve güvenli konsantrasyonları hesaplarken 2.0'a eşittir.
2.11. Nükleer yakıtı (B) depolarken ve taşırken, ayrı bir paket için nükleer güvenlik gereksinimlerine uygunluk, güvenli veya izin verilen değer nükleer güvenlik parametrelerinden biri (NAM kütlesi (B, N), NDF konsantrasyonu (N), çap, tabaka kalınlığı, hacim).
2.12. NFM (B) depolaması ve nakliyesi için koruyucu kaplar dışında başka ambalaj setleri kullanılıyorsa, paragraf 2.11'e ek olarak, bir paket grubunun (yığın) çarpma faktörünü sınırlamak için nükleer güvenlik gereksinimlerinin karşılanması gerekir. bir grup (istif), paketler arasındaki minimum mesafe, paket grupları (yığınlar) ve depolama koşulları, yükleme ve nakliye prosedürleri için gereksinimler.
2.13. Her durumda, mümkün olduğunda güvenli ekipman (B tipi) ve bunun imkansız veya pratik olmadığı durumlarda, artan güvenlik faktörüne sahip tehlikeli ekipman (PKZ tipi ekipman) kullanılmalıdır.
Tip O teçhizatı, sadece B tipi veya PKZ teçhizatı, çalıştırılabilir tasarımlarının olmaması ve (veya) benimsenen teknolojilerin özellikleri nedeniyle kullanılamadığında ve sadece nükleer güvenlik parametreleri ve kontrolü üzerindeki kısıtlamalarla birlikte kullanılabilir. bu kısıtlamalar.
PKZ ve O gibi tehlikeli ekipmanların kullanımı projede gerekçelendirilmeli ve öngörülen şekilde kararlaştırılmalıdır.
2.14. O tipi ekipmanın nükleer güvenliğini sağlamak için, nükleer güvenlik parametrelerinin değeri, aşağıdakilere uygun olarak belirlenmesindeki hatalar dikkate alınarak seçilmelidir. .
2.15. NFCF'nin çalışması sırasında aşağıdakiler sağlanmalıdır:
Ekipmanın başka amaçlarla kullanımının hariç tutulması;
NFCF'de kullanılan teknolojik medya ve materyallerin (gerekirse) gelen kontrolünün yapılması;
Teknolojik ve yardımcı ekipmanların proje tarafından belirlenen koşullarda bakımı;
Tehlikeli bir tasarımda yapılan yardımcı ekipmanlarda (haberleşme vb.) NDM (B) birikim normlarının aşılmaması.
2.16. PKZ ve O gibi tehlikeli ekipmanın çalıştırılmasına, yalnızca paragraf 2.15'teki gereksinimlerle birlikte paragraf 2.16.1 - 2.16.4'te listelenen gereksinimlerden birinin karşılanması durumunda izin verilir.
2.16.1. Biriktirme, yükleme ve yükleme standartları temel alınarak belirlenirse, diğer nükleer güvenlik parametrelerini sınırlamadan, ekipmanda yüklenen ve (veya) biriken nükleer yakıt kütlesinin (B) sınırlandırılması (yükleme hızı, biriktirme ve doldurma standartları belirlenerek). güvenli kütle değerleri üzerinde.
2.16.2. Proses ekipmanına yüklenen NDM (B) içindeki NDM (N) konsantrasyonunun sınırlandırılması (konsantrasyon oranını ve NDM (N) yükleme oranını aşağıdaki ek koşul altında ayarlayarak:
Bu tür ekipman için stoklama oranı, bu ekipman için minimum kritik kütlenin %5'ini geçmemelidir;
NDM (N) konsantrasyon oranı, güvenli bir konsantrasyona göre ayarlanır.
NDM (B) kütlesi sınırlı değildir.
2.16.3. Proses ekipmanına yüklenen ve (veya) içinde biriken nükleer yakıt kütlesinin (yükleme ve doldurma standartları, biriktirme standartları belirleyerek) sınırlandırılması, bir veya daha fazla nükleer güvenlik parametresi için eşik değerlerinin aynı anda oluşturulmasıyla; bu nükleer yakıt (B, N) (konsantrasyonlar, nükleer yakıttaki (B) nükleer yakıtın kütle oranı (H), yoğunluk, malzemenin kütle nem içeriği vb.), yükleme ve doldurma standartları aşağıdakilere göre belirlenirse sınırlı nükleer yakıt parametrelerinin (B, H) sınırlayıcı değerleri için belirlenen izin verilen kütlenin değerleri.
2.16.4. Nükleer yakıtın (B) bir veya daha fazla nükleer güvenlik parametresi (nükleer yakıtın kütle fraksiyonu (H), nötron moderatörü, yoğunluk, nükleer yakıtın kütle nemi) için eşik değerlerinin aynı anda ayarlanmasıyla hacmin, çapın, tabaka kalınlığının sınırlandırılması ( B), vb.). Ekipmanın izin verilen geometrik boyutları, NDM parametrelerinin (B, H) sınırlayıcı değerlerine göre oluşturulmalıdır. Bu tür ekipman için yükleme, biriktirme, konsantrasyon ve yer imleri normları oluşturulmamıştır.
2.17. Sürekli bir teknolojik süreç sırasında NDM (V, N) bir ekipmandan diğerine aktarılırsa;
NDM'yi (V, N) güvenli bir sınırlamadan tehlikeli ekipmana aktarırken, bu güvenli ekipman için nükleer güvenlik parametreleri de ayarlanmalıdır;
Nükleer yakıtı (V, N) tehlikeli ekipmandan diğer tehlikeli ekipmana aktarırken, izin verilen (güvenli) parametreler en düşük değerlere ayarlanmalıdır.
Nükleer güvenlik parametreleri üzerindeki kısıtlamalar, sistemin bir bütün olarak nükleer güvenliğini sağlamalıdır.
2.18. NFCF'nin nükleer güvenliği, tasarımda düzenleyici belgelere uygun olarak gerekçelendirilmeli ve teknolojiler geliştirilirken ve bireysel ekipman tasarlanırken dikkate alınmalıdır.
2.19. Teknolojiler geliştirirken, ekipman tasarlarken ve ayrıca NFCF yaşam döngüsünün tüm aşamalarında (tasarım, inşaat, işletmeye alma, işletme ve hizmetten çıkarma), nükleer güvenlikle ilgili tüm çalışmaların gerekli kalitesi düzenleyici belgelere uygun olarak sağlanmalıdır.
2.20. Nükleer tesiste, bir SAS SCR'nin oluşması için bir alarm sistemi sağlanmalıdır. 2.20.1 - 2.20.6 paragraflarının gerekliliklerini karşılamalıdır.
2.20.1. SAS'ın tasarımı, çalışması, teknik özellikleri için gereklilikler düzenleyici belgelerle belirlenir.
2.20.2. NFCF SAS'ın çalışması sırasında, SCR sürekli hazır modunda olmalıdır.
Çalışma saatleri dışında garantili bir çalışan olmaması ve nükleer tesiste NDM (V, N) ile operasyonların sona ermesi şartıyla, bu süre için SAS SCR'nin kapatılmasına izin verilir.
SAS SCR'de işlevlerinin ihlaline yol açan arızalar tespit edilirse, NDM (V, N) ile çalışma durdurulmalıdır. Çalışmanın devamına ancak SAS SCR'nin arızalarının giderilmesinden ve çalışma durumuna getirilmesinden sonra izin verilir.
SAS SCR'nin restorasyonu sırasında, cihazların yerleştirilmesine bağlı olarak sürekli teknolojik sürecin devam etmesine izin verilir. radyasyon kontrolü ve 2.21 paragrafının gerekliliklerine uygun olarak işleyişi.
2.20.3. Ses ve ışık sinyalizasyon cihazları otomatik olarak devreye girmelidir.
2.20.4. SCR'nin ortaya çıkmasından ve SAS SCR'nin etkinleştirilmesinden sonra, kaydedilen radyasyonun yoğunluğu SAS SCR tetikleme eşiğinden daha az olduğunda bile tahliye ihtiyacına ilişkin acil durum sinyali devam etmelidir. SAS SCR acil durum sinyalini kapatmak için manuel cihaz, Sınırlı erişim ve NHL'nin dışında olmak.
2.20.5. Bir tahliye acil durumu, yeterli ses seviyesi ve kapsama sahip olmalıdır. Gerekirse, proje, nükleer savunma bölgesinin tahliyenin gerekli olduğu tüm noktalarında duyulabilecek şekilde yerleştirilmiş birkaç sinyal kaynağı sağlamalıdır.
2.20.6. SAS SCR'nin yanlış pozitif sayısı yılda iki kereyi geçmemelidir.
2.21. Çalışanların SAS SCR ile donatılmamış bir üretim sahasında çalışma izinlerine göre NDM (V, N) ile tek seferlik işlem yapmalarına izin verilir.
Bu işleri yaparken, belirlenen yanıt eşiğini aşma konusunda bir alarm ile gama radyasyonunun doz oranını ölçmek için cihazlar kullanılmalıdır. Aynı zamanda, işçiler bir acil durum sinyali üzerine derhal tahliye için hazırlanmalıdır.
2.22. Bir SAS SCR kurmayı reddetme kriteri, bu Kurallar tarafından belirlenen nükleer yakıtlı (V, N) nükleer tesisler ve depolama tesisleri için nükleer güvenlik kısıtlamalarının olmamasıdır. Bu tür kısıtlamaların varlığında, SAS SCR'yi yerleştirmeyi reddetme kararı, projede Nükleer Güvenlik Sonucu temelinde gerekçelendirilmelidir.
2.23. Tam radyasyon korumasına sahip nükleer silahlara SAS SCR kurmamasına izin verilir.
2.24. SCR durumunda nükleer tesisteki çalışmalar durdurulmalıdır. Bunları devam ettirme kararı, SCR'nin nedenlerinin ortadan kaldırılmasından ve sonuçlarının düzenleyici belgeler tarafından öngörülen şekilde ortadan kaldırılmasından sonra verilmelidir.
3. Nükleer güvenliği sağlamak için kurumsal gereklilikler
3.1. Örgütsel yapılar NFC yönetiminin tüm seviyelerinde NFFC'nin nükleer güvenliğini sağlamak için gerekli olanlar oluşturulmalıdır.
3.2. NFCF'nin işletme organizasyonu veya NFCF'nin işletilmesi için işletme organizasyonuna iş yapan ve hizmet veren organizasyon, ürünlerin üretiminden doğrudan sorumlu departmanlardan bağımsız bir nükleer güvenlik hizmeti düzenlemelidir.
Araştırma kuruluşlarında, nükleer güvenliği sağlamaktan sorumlu kişilerin atanması koşuluyla, nükleer güvenlik hizmeti oluşturmamasına izin verilir.
3.3. NFCF'nin işletme kuruluşu veya faaliyet gösteren kuruluşa NFCF'nin işletilmesi için iş yapan ve hizmet veren kuruluş, işletmeci kuruluş veya iş yapan ve işletmeci kuruluşa hizmet veren kuruluş tarafından gerekli yetkilere sahip yetkilileri görevlendirir. NFCF'nin işletilmesi için nükleer güvenliği sağlamak için genel yönetim işi ve nükleer güvenliği sağlama sorumluluğu ve bu işi doğrudan organize eden ve nükleer güvenlik üzerinde kontrol uygulayan kişiye emanet edilmiştir.
NFCF'nin yapısal alt birimlerinin yetkililerinin nükleer güvenliğin sağlanmasına yönelik görev ve sorumlulukları, ilgili alt bölüm, departman, hizmet yönetmeliği ve görev tanımlarına yansıtılmalıdır.
3.4. NFCF'nin işletme organizasyonu veya NFCF'nin işletilmesi için işletme organizasyonuna iş yapan ve hizmet veren organizasyon, nükleer güvenliği sağlamak için işin organizasyonu hakkında, sağlamaktan sorumlu yetkili tarafından onaylanan bir düzenleme (işletme standardı) geliştirmelidir. nükleer güvenlik
3.5. NFCF işletme kuruluşu ve NFCF işletme kuruluşu için iş yapan ve hizmet sağlayan kuruluşlar, tasarım belgelerine uygun olarak her bir NFCF için nükleer tesislerin bir listesine sahip olmalıdır. Liste ve nükleer silah listesinin bileşimindeki değişiklikler SAR'a yansıtılmalıdır.
3.6. NDM (B) ile üretim süreçleri ve bireysel operasyonlar için teknolojik düzenlemeler, nükleer güvenliği sağlama konularını yansıtan bir bölüm içermelidir (nükleer güvenlik talimatının ilgili bölümüne referanslara izin verilir) ve aşağıdakileri içerir:
Teknolojik sürecin normal seyrinden olası sapmaları dikkate alarak konsantrasyonların, kütlelerin eşik değerlerine ilişkin veriler;
SCR'ye yol açabilecek olası acil durum sapmalarının tanımı;
Teknolojik sürecin güvenli bir şekilde yürütülmesinden sapma durumunda ve kaza durumunda çalışanların eylemleri için prosedür;
Donanım-teknolojik şemalar.
3.7 Nükleer güvenlik, teknolojik düzenlemeler ve düzenleyici belgeler ile ilgili çalışmaların organizasyonuna ilişkin düzenleme temelinde, nükleer güvenlikle ilgili talimatlar geliştirilir. Nükleer güvenlik talimatı aşağıdaki bölümleri içermelidir:
Nükleer güvenliği sağlamak için teknik ve organizasyonel önlemler, metin boyunca NAM'ın orijinal adını (V, N) belirterek,
İşletme sırasında nükleer yakıtın (V, N) yüklendiği veya girdiği, cihaz (tesisat) numarası, çizim numarası, teçhizat tipi (B, PKZ, O), yükleme hızı (birikim oranı) veya konsantrasyon oranını gösteren teçhizat listesi, bu standartların atanma esası, bu parametrelerin belirlendiği hatalar, bu standartların sağlanma yöntemi;
Bookmark oranları, temizleme sıklığı ve prosedürü, ekipmanı yıkama ve kontrol cihazlarıyla inceleme, filtreleri izleme ve değiştirme sıklığı;
Nükleer güvenliği sağlamak için kullanılan kontrollerin kullanımına ilişkin prosedür;
NDM'nin (V, N) depolanması, yerleştirilmesi ve nakliyesi için koşullar, paketleme kitlerinin listesi;
NDM (V, N) bulunan odalarda yangınları söndürme prosedürü ve izin verilen araçlar;
Nükleer güvenlik gerekliliklerine uyum konusunda çalışanların sorumluluğu.
İzin verilmiş ayrı bölümler talimatlar, nükleer güvenlik konusundaki talimatlara benzer şekilde hazırlanan ve onaylanan bağımsız bir belge olarak düzenlenecektir.
3.8. NFCF'nin işletim organizasyonunda ve (veya) NFCF'nin işletilmesi için işletim organizasyonuna iş yapan ve hizmet sağlayan organizasyonda ve ayrıca her bir NFCF'de her seviyede, iyileştirme çalışmaları organize edilmeli ve sürekli olarak yürütülmelidir. NFM (V, N) ile doğrudan iş yapan veya yerleşik nükleer güvenlik gerekliliklerine uygunluk açısından da dahil olmak üzere işin doğruluğunu kontrol eden işçilerin ve mühendislik ve teknik işçilerin güvenlik kültürü.
3.8.1. Çalışanlar, belirli bir teknolojik sürecin nükleer tehlikesi, bu tehlikenin kaynakları (SCR oluşumunun olası nedenleri) ve SCR'nin ortaya çıkmasının sonuçları hakkında NFFC veya NFFC bölümlerinin yönetimi tarafından tam olarak bilgilendirilmelidir.
3.8.2. Çalışanlara, nükleer güvenlikle ilgili kendilerini ilgilendiren konularda kalifiye uzmanlardan açıklamalar ve istenirse ek bilgi ve metodolojik materyaller alma fırsatı verilmelidir.
3.8.3. İş yerlerinde, nükleer güvenlik talimatları temelinde hazırlanan ve NFM (V, N) yükleme (montaj) normlarını içeren broşürler bulunmalıdır.
3.9. NFFC işletme kuruluşu veya NFFC işletme kuruluşu için iş yapan ve hizmet veren kuruluş, mevcut mevzuat ve düzenleyici belgelere uygun olarak NFM (V, N) ile çalışmaya kabul prosedürü hakkında bir düzenleme geliştirmelidir.
4. Teknolojik süreçlerin geliştirilmesinde, ekipman tasarımında ve nükleer yakıt çevrimi tesislerinin tasarımında nükleer güvenliğin sağlanması
4.1. Yeni ve işletim (yeniden yapılandırılmış ve modernize edilmiş) NFCF için NFM'nin (V) kullanımı, işlenmesi, depolanması ve taşınması için teknolojik süreçler geliştirirken, NFM (V) birikimine yol açan süreçlerin olasılığını dışlamak veya en aza indirmek gerekir. ekipman elemanları (buna yönelik elemanlar hariç), tasarım dokümantasyonunda sağlanan emici ekler de dahil olmak üzere ekipman elemanlarının termal veya aşındırıcı olarak tahrip edilmesinin yanı sıra patlayıcı ve yanıcı işlem ortam ve malzemelerinin kullanımını hariç tutmak veya en aza indirmek için.
4.2. Nükleer güvenlik parametrelerinin standartları ve eşik değerleri ihtiyatlı bir şekilde belirlenirken ekipman imalatı, korozyon, kurulum ve kurulum boyutları için toleranslar dikkate alınmalıdır.
4.3. Nükleer yakıtın (V) depolanması ve taşınması için ambalaj kitinin tasarımı, bu Kurallar tarafından belirlenen değerin aşılmasına yol açarsa, normal çalışma, normal çalışma ihlalleri ve tasarım esası kazaları sırasında suyun içine girmesini önlemelidir. İle eff, 0.98'e eşittir.
4.4. Proje, SCR'nin oluşmasını önlemek ve olası sonuçlarını sınırlamak için teknik ve organizasyonel önlemler sağlamalıdır. Tasarım yaparken, B tipi ekipmanın baskın kullanımı sağlanmalıdır.
4.5. Ekipmanın ve NDM'nin (V, N) güvenli ve izin verilen parametreleri, düzenleyici belgelere göre seçilmelidir. Düzenleyici belgelerde yer almıyorlarsa, tasarımda doğrulanmalı ve Nükleer Güvenlik Kararı ile onaylanmalıdır.
4.6. Yeni NFCF'leri tasarlarken, yeniden yapılandırırken ve mevcut NFCF'leri yükseltirken aşağıdakiler gereklidir:
Teknolojik süreçleri otomatikleştirerek veya mekanize ederek, ekipmanın uygun şekilde yerleştirilmesi, işyerleri, depolama alanları, kullanım alanları ile çalışanların nükleer sağlık tesislerinde bulunma ihtiyacını mümkün olduğunca sınırlandırın. biyolojik koruma ve diğer koruyucu önlemler;
(Mümkün olan ve uygun olan her yerde) teknolojik sürecin otomatik kontrolünü ve nükleer güvenlik parametrelerinin otomatik kontrolünü sağlamak;
'de belirtilen gereksinimlerin karşılandığından emin olun;
Nötron moderatörü olan teknolojik medyaları, projenin öngördüğü olaylar durumunda, bu medyaların ekipman yakın çevresine, depolama alanlarına girme olasılığını en aza indirecek şekilde yerleştirin;
Ekipmanı, NDM ile farklı ekipman parçaları arasındaki nötron etkileşimini hariç tutacak veya kabul edilebilir seviyelere indirecek şekilde yerleştirin (B);
Nakliye sırasında NDM (B) ile paketler ve ekipman arasındaki nötron etkileşimi nedeniyle SCR oluşumunu ortadan kaldırın;
Tehlikeli miktarlarda hidrojen içeren maddelerin, nükleer güvenlik gerekliliklerine göre bu tür maddelerin bulunmaması gereken ekipman, depolamaya girmesini önlemek için;
Ekipmanı, NFCF'de nükleer enerji olması durumunda çalışanların NFCS'den tahliye edilmesinin yolları üzerinde engellerin varlığını ortadan kaldıracak ve tahliye süresini en aza indirecek şekilde yerleştirin;
Her iş yeri için, yürütme sırasında NDM'nin (B) hareket edebileceği alanı belirleyin teknolojik işlemler belirlenmiş normları aşmayan ve NDM'nin (B) olmaması gereken miktarlarda kısıtlama olmaksızın.
4.7. NHL için, (SCR olması durumunda) işçilerin işyerlerinden ve işyerlerinden derhal tahliyesi olasılığını sağlamak için önlemler geliştirilmelidir. endüstriyel tesisler işçilerin maruziyetini mümkün olan en aza indirmek için önceden belirlenmiş ve işçiler tarafından bilinen güzergahlar boyunca önceden belirlenmiş ve işçiler tarafından bilinen yerlere.
İşyerlerinin ve endüstriyel tesislerin çalışanlar tarafından terk edilmesiyle ilgili risk en aza indirilmelidir.
4.8. Nükleer güvenliği sağlamak için NFCF projesi şunları sağlamalıdır:
Engelleme listeleri ve operasyon koşulları için teknik gereksinimler;
Kilitlere, ölçüm ve kontrol araçlarına yetkisiz erişimi engelleyen teknik ve (veya) organizasyonel önlemler;
Nükleer güvenlik parametrelerini ölçmek için araçlar. Nükleer güvenlik parametrelerini ölçmek için ölçüm metodolojisi ve teknik araçlar, çalışanları içeren işlemleri içeriyorsa, bu ölçümleri gerçekleştirirken, veri elde etme ve işleme prosedürleri, doğrulama çizelgeleri, ölçümlerin nihai sonucunda büyük hata olasılığını azaltan çalışma standartları, metrolojik sertifikalandırma sürecinde oluşturulan sistematik ölçüm hatalarının sınırlarını aşma olasılığının yanı sıra;
Ekipmanın geometrik boyutlarını, emici eklerin performansını kontrol etme sıklığı ve prosedürü;
YaA'da işçi tahliyesinin en kısa yolları.
4.9. Tüm NFCF elektrik tüketicileri, nükleer güvenlik üzerindeki etkilerine bağlı olarak güç kaynağı güvenilirlik gruplarına sınıflandırılmalıdır. NFCF elektrik tüketicilerinin güç kaynağı güvenilirlik gruplarına göre sınıflandırılması ve acil durum güç kaynaklarının seçimi tasarımda doğrulanmalıdır.
4.10. NDM (V), depolama için özel olarak tasarlanmış yerlerde saklanmalıdır.
4.11. Nükleer yakıt depolama tesisinin (B) yeri (kullanılmış nükleer yakıt depolama tesisleri hariç), normal çalışma sırasında tasarım tarafından sağlanan ekipman ve teknik önlemler, içine su ve diğer hidrojen içeren sıvıların girmesini önlemelidir.
4.12. Nükleer güvenliği gerekçelendirirken, nükleer güvenlik kısıtlamalarına tabi aynı miktarlar için, hem aynı belgenin farklı bölümlerinde hem de farklı belgelerde aynı boyutlar kullanılmalıdır.
4.13. Operasyon sırasında nükleer güvenliği sağlamak için gereklilikleri uygularken de dahil olmak üzere bir NFCF tasarlarken, bakım ve onarım (NFM'nin (V, N) ekipmandan NFCF'nin çalışma tesislerine salınmasıyla ilgili olası kazalardan sonra ekipmanın onarımı dahil), NFCF'nin hizmet dışı bırakılması sırasında nükleer güvenliği sağlama ihtiyacı dikkate alınmalıdır. .
4.14. Tasarım, ekipman yapımı, teknolojilerin geliştirilmesi, binaların inşası, NFCF ekipmanının üretimi ve montajı aşamalarında, nükleer güvenlikle ilgili işlerin kalitesini sağlamaya yönelik programlar uygulanmalıdır. Bu programların uygulanmasının sonucu, tüm tasarım çözümlerinin, tüm bireysel ekipman parçalarının ve bir bütün olarak NFCF'nin bu Kurallar tarafından belirlenen nükleer güvenliği sağlama gerekliliklerine uygunluğu olmalıdır.
İşletmeci kuruluş, kalite güvence programlarının uygulanmasına ve NFCF'ye tedarik edilen yeni ekipmanın sertifikasyonu gerekliliklerine uygunluğuna ilişkin kontroller gerçekleştirecektir.
4.15. Nükleer tesisler, depolama tesisleri ve nakliye paketleme kitlerinin geliştirilen projeleri, aşağıdaki bölümleri içeren "Nükleer Güvenliğin Sağlanması" bölümünü içermelidir:
Nükleer güvenlikle ilgili bölümler de dahil olmak üzere proje belgelerinin listesi;
Nükleer yakıtın bulunabileceği binaların, tesislerin, depolama tesislerinin listesi (V, N);
NDM'nin (B) toplanması, yoğunluğu, izotopik, nüklid ve kimyasal bileşimlerinin durumu, moderatörlerin, nötron emicilerin varlığı ve bileşimi ile NDM'nin (B) işlenmesi, taşınması için teknolojik işlemlerin güvenliğinin tanımı ve gerekçesi reflektörler vb. sistemlerin fiziksel hesaplanması için gerekli miktarda;
Ekipman pozisyon numarasını, çizim numarasını, ekipman tipini (B, PKZ, O), güvenli (izin verilen) parametreleri ve nükleer güvenlik standartlarını gösteren ambalaj setleri dahil olmak üzere nükleer yakıtın (V) yüklendiği veya girebileceği ekipman listesi, normalleştirilmiş değerlerin ölçüldüğü hatalar, nükleer güvenlik standartlarını ve gerekliliklerini sağlama yöntemleri, kuralların paragraflarına referanslar, Nükleer güvenlik parametreleri ve standartlarının oluşturulduğu nükleer güvenlikle ilgili sonuçlar;
Nükleer güvenliğin parametreleri ve sınırlamalarını izlemek için seçilen yöntemlerin ve araçların tanımı ve gerekçesi;
Yangın söndürme araçlarının tanımı;
SCR'nin meydana gelmesi de dahil olmak üzere güvenli (izin verilen) parametrelerin aşılmasına yol açabilecek kabul edilen başlatma olaylarının listesi, dikkate alınan durumların sonuçlarının analizinin sonuçları (her ekipman öğesi için);
SAS SCR'nin tanımı;
Ekipmanda SCR oluşumunun sonuçlarının değerlendirilmesinin sonuçları ve bu sonuçları sınırlamak için önlemler (her ekipman öğesi için).
5. Nükleer güvenlik parametrelerini izleme yöntemleri ve araçları
5.1. NFCF tasarımı, aşağıdaki nükleer güvenlik parametrelerini kontrol etmek için gerekli teknik araçları ve organizasyonel önlemleri oluşturacaktır:
NDM'nin (B) izotopik veya nüklid bileşimi;
Ekipmana yüklenen NDM (B) kütleleri;
NDM (B) içindeki NDM (H) konsantrasyonları, içerikleri;
Yüklemeden önce ekipmanda bulunan NDM (B) kütleleri;
Yardımcı ekipmanlarda (filtreler, iletişim, tuzaklar, vb.) biriken NDM (V, N) kütleleri;
nötron moderatörünün kütle oranı;
NDM'nin (B) kütle nem içeriği (hidrojen içeriği);
Kullanılmış nükleer yakıtın yanma derinlikleri;
Homojen nötron soğurucu konsantrasyonları;
Ekipmanın geometrik parametreleri.
5.2. Nükleer güvenlik parametrelerinin izlenmesi için araçlar, bu parametrelerin ölçülmesini ve gerekirse, aktüatörlerin ve cihazların (kesiciler, kilitler) parametre değerleri belirlenen sınırların ötesine geçene kadar çalışmasını sağlamalıdır.
5.3. Otomatik ve otomatik ölçüm aletleri dahil olmak üzere kontrol araçları, öngörülen şekilde sertifikalandırılmalıdır.
Otomatik ve otomatik ölçüm cihazları, performanslarını kontrol etmek için cihazlara sahip olmalı veya ölçüm cihazlarının teknik belgeleri tarafından belirlenen bir sıklıkta ana metrolojik özelliklerin kararlılığı için kontrol edilmelidir.
5.4. Nükleer güvenlik parametrelerinin sürekli izlenmesi için araçlar, hem kontrollü nükleer güvenlik parametrelerinin eşik değerlerinin aşılması durumunda hem de kontrol araçlarının arızalanması (arızası) durumunda harici sinyal cihazları ile donatılmalıdır.
5.5. Nükleer güvenlik parametrelerini ölçmek için kullanılan aletler, normun değeri (bir miktarın eşik değeri) bu miktarı ölçmek için aletin çalışma aralığı içinde olacak şekilde normalleştirilmiş metrolojik özelliklere sahip olmalıdır.
5.6. Nükleer güvenlik parametrelerinin sürekli izlenmesi araçlarının arızalanması durumunda ve ayrıca yürütme araçları(kilitler, valfler, vb.), belirlenen kısıtlamalara uygunluğun sağlanması, teknolojik süreç, işlemler durdurulmalı veya ek olarak, bu araçların işlerliğinin geri kazanılmasına kadar yeterli kontrol ve yürütme araçları getirilmelidir.
6. Nükleer yakıt çevrimi tesislerinin ekipman ve teknolojik sistemlerinin devreye alınması, işletilmesi ve hizmetten çıkarılması sırasında nükleer güvenliğin sağlanması
6.1. NFCF'nin ekipman ve teknolojik sistemlerini devreye alırken, işin kalitesinin, imal edilen ekipmanın, teknolojik sistemlerin, yapısal elemanların ve nükleer güvenlik için önemli olan yapıların tasarımda belirlenen kalite güvence gerekliliklerine uygunluğu teyit edilecektir.
6.2. İşletme organizasyonu, NFCF ekipman ve proses sistemleri için devreye alma programının geliştirilmesini ve uygulanmasını sağlayacaktır.
Tesisin nükleer güvenlikle ilgili tüm bireysel ekipman ve teknolojik sistemleri için işletmeye alma öncesi ayarlama çalışmalarının kapsamı ve sırası projede oluşturulmalıdır.
6.2.1. Nükleer yakıt (V) ekipmanının işletme yönetmelikleri tarafından öngörülen miktarlarda ilk yüklenmesinden önce aşağıdakiler yapılmalıdır:
Ana ve yardımcı teknolojik ekipmanın kapsamlı testi (NDM (V kullanılmadan);
Nükleer güvenlik parametrelerinin izlenmesi için öngörülen sistemlerin test edilmesi;
SAS SCR testleri (uygun tip ve yoğunluktaki radyoizotop kaynakları veya radyasyon jeneratörleri kullanılarak);
NFCF çalışanlarının hem normal çalışma sırasında hem de normal çalışma ihlalleri sırasında ekipman ve teknolojik sistemlerin bakımı için tüm teknolojik operasyonları ve operasyonları ve ayrıca bir SCR ve müteakip sertifikalandırması durumunda eylemleri gerçekleştirme eğitimi.
Test sırasında tespit edilen ekipman ve teknolojik sistemlerdeki hatalar, belirlenen tasarım sınırlarından sapmaları giderilmelidir.
Ekipman ve teknolojik sistem testlerinin sonuçları ve işçilerin bilgilerinin test edilmesinin sonuçları belgelenmelidir.
6.2.2. NDM (V) ekipmanının işletme yönetmelikleri tarafından öngörülen miktarlarda ilk yüklenmesinden önce, CAS SCR çalışır duruma getirilmelidir.
6.3. İşletme organizasyonu, tasarım ve onaylarına uygun olarak teknolojik düzenlemelerin ve güvenlik belgelerinin geliştirilmesini sağlamalıdır.
6.4. Mevcut endüstrilerdeki bireysel kurulumların, ekipmanların, aparatların devreye alınması, üretimin hazır olup olmadığını kontrol etme eylemi temelinde gerçekleştirilir. NFCF'nin işletme organizasyonu veya NFCF'nin işletilmesi için işletme organizasyonuna iş yapan ve hizmet veren kuruluş, atom enerjisinin kullanımı için devlet otoritesini ve bu tür bireysel tesislerin devreye alınmasının güvenliği için devlet düzenleyici otoritesini bilgilendirir ve ekipmanın devreye alınmasından sonra ve nükleer güvenlik NFFC'nin durumu hakkındaki yıllık raporda cihazlar.
6.5. Devreye alma öncesi ayarlama çalışmalarının yürütülmesini, teknolojik sistemlerin (elemanların) karmaşık testlerini düzenleyen belgeler, SCR'nin ortaya çıkmasının mümkün olduğu NDM (V) ile çalışmayı ve sonuçlarının ciddiyetini azaltmak için önlemlerin sağlandığını belirtmelidir. .
6.6. Operasyon sırasında, ekipmanın imalatına yönelik toleranslar, korozyon ve deformasyon nedeniyle oluşan sapmalar nedeniyle ekipmanın gerçek boyutlarının nominal olanlardan sapmaları, güvenli, izin verilen ve belirlenmiş boyutların, hacimlerin aşılmasına yol açmamalıdır, işletme yönetmelikleri tarafından öngörülen mesafelerde bir değişikliğe.
6.7. NFCF'nin ekipman ve teknolojik sistemlerinin işletimi, bakımı ve onarımı sürecinde (NFM'nin (V, N) ekipmandan NFCF'nin çalışma tesislerine salınmasıyla ilgili olası kazalardan sonra ekipmanın onarımı dahil), bilgi NFCF'nin devre dışı bırakılması sırasında nükleer güvenliği sağlamak için gerekli.
6.8. Bir NFCF'nin (bir NFCF'nin ayrı alt bölümü, ayrı ekipman) hizmetten çıkarılmasından önce, nükleer güvenlik gerekçesi de dahil olmak üzere hizmetten çıkarma için uygun bir program (proje), yerleşik prosedüre göre geliştirilmeli ve onaylanmalıdır.
ek 1
Kendi kendini idame ettiren bir nükleer fisyon zincir reaksiyonuna yol açabilecek başlatıcı olayların gösterge listesi
1. Dış olaylar:
- sismik ve diğer fenomenler, doğal ve teknolojik kökenli süreçler ve faktörler, belirli bir bölgenin karakteristiği (seller, kasırgalar, patlamalar vb.) etkiler;
- güç kaynağının kesilmesi (NFCF'nin enerjisinin kesilmesi).
2. Dahili olaylar:
- NFCF içinde nükleer yakıtın (B) taşınması sırasında kargo düşüşü;
- bina içinde yangın;
- boru hatlarının yırtılması, ısıtıcıların hasar görmesi vb.;
- gemilerin, boru hatlarının vb. yırtılması nedeniyle binaların su basmasına neden olan kazalar;
- basınçlı hava beslemesinin kesilmesi, sızdırmazlığın ihlali;
- kimyasal reaksiyonların neden olduğu patlamalar;
- İnert ortamın bileşiminin ihlali;
- bireysel nükleer silahların enerjisinin kesilmesi.
3. Ekipman elemanlarının korozyonu, boru hatlarının ve ekipmanın duvarlarının incelmesine, açık deliklerin oluşmasına, çözeltilerin sızmasına, heterojen nötron emicilerin emme kapasitesinde bir azalmaya, bağlantı elemanlarının arızalanmasına vb. B tipi ekipman (tanklar ve aparatlar) ekipmana (tanklar ve aparatlar) O tipi,
4. NDM (B) çözümlerinin, teknolojik sürecin koşullarına göre olmaması gereken tehlikeli ekipmanlara (cihazlar ve kaplar) girişi.
5. Rafların, süspansiyonların, ekipmanın imhası, nükleer yakıtlı ayrı bir paketin sızması (V), paketlerin yerleşim sırasının ihlali, yakıt çubuklarında, yakıt düzeneklerinde, emici elemanlarda hasar, geometrik şekil ve boyutlarda değişiklik teçhizat.
6. İstenmeyen reaktif tedariki, sorpsiyon, ekstraksiyon, çökeltme nedeniyle agregasyon durumundaki değişiklik, NDM (B)'nin diğer özellikleri.
7. Ekstraktan, sorbentin ekipmana (tanklar ve aparatlar) yanlışlıkla girmesi nedeniyle NDM (H) konsantrasyonunun güvenli konsantrasyonu aşan değerlere çıkarılması.
8. NDM'nin (B) sıvıdan katı duruma geçişi (çökelme, kristalleşme).
9. Öngörülemeyen buhar, ekipmana veya NDM (B) ile ambalaja nem girmesi nedeniyle malzemenin kütle nem içeriğinde bir artış ve bunun sonucunda ekipmanın yavaşlama yeteneğinde bir artış ve ( veya) paketleme.
10. Teknolojik sürecin yürütülmesinde çalışanların hataları ve teknolojik düzenlemelerin ihlali:
- devreye alma ve (veya) onarım çalışmaları sırasında ekipman boru şemasının yanlış uygulanması;
- valflerin hatalı değiştirilmesi;
- örnekleme hatası;
- ölçüm ve numune analizi yapma sürecindeki hatalar;
- Proje tarafından kurulan ekipmanların temizlik, yıkama ve değiştirme sıklığının ihlali.
11. Reaktiflerin, nötron moderatörlerinin, NDM (V) (yangın, ısıtıcıların, ısıtıcıların, buzdolaplarının vb. arızası nedeniyle) sıcaklık değişimi, ekipmanın geometrik boyutlarında bir değişikliğe, termal şoklara, yoğuşmaya, kaynamaya, donmaya neden olur , reaktiflerin buharlaşması , NDM (V), nötron moderatörleri, nötron emiciler, vb.
12. NDM (B) içeren ekipmanda nötron moderasyonunun etkinliğini arttırmak, nötron soğurucularının soğurma özelliklerini azaltmak.
13. NDM'nin (C) yoğunluğunda, uzaysal dağılımında ve nüklid bileşiminde değişiklik.
14. NDM solüsyonu (B) içeren ekipmanın (tank, aparat) taşması.
Ek 2
Nükleer güvenliğin özelliklerini ve parametrelerini hesaplama yöntemleri
1. Yükleme normları (konfigürasyon), yer imleri, konsantrasyonlar ve birikimler
1.1. Yükleme oranları (yapılandırma) M h ve yer imleri H h aşağıdaki ilişkilerden belirlenmelidir:
(M h + Δ M ) + (H h + Δ H ) ≤ M b( M e) veya
M h (1 + δm/100) + H h (1 + δн/100) ≤ M b( M e)
nerede ∆ M ve Δ H - nükleer yakıt (B) yüklenmeden önce yüklenen ve ekipmanda bulunan kütlenin ölçülmesinde izin verilen mutlak hataların sınırları, değer ile 0.95'e eşit güven olasılığının değerine göre belirlenir. M = M el H = H h ve δm ve δn, aşağıdaki formüllerle belirlenen izin verilen bağıl hataların sınırlarıdır:
δm = 100 Δ M /M h, %; δн = 100 Δ H /H h, %.
Değerleri belirlerken M el H h aparatın yapısal elemanlarında emilen NDM'nin (H) dikkate alınmamasına izin verilir.
1.2. Konsantrasyon oranı İle n, aşağıdaki ilişkilerden belirlenmelidir:
İle n + Δs ≤ İle b veya
İle n ≤ Sat/(1 + δs/100),
burada Δс, değerdeki konsantrasyonun ölçülmesinde izin verilen mutlak hatanın sınırıdır. İle = İle n, 0.95'e eşit güven düzeyi değerine göre belirlenir;
δc - aşağıdaki formülle belirlenen izin verilen bağıl hata sınırı:
δс = 100 Δс/ İle n,%.
1.3. Birikme oranı Mn, oranlardan belirlenmelidir:
M n + Δ ≤ M b( M e) veya
M n ≤ M b( M e) / (1 + δ/100),
burada Δ, ekipmanda (N) biriken NDM kütlesinin ölçülmesinde izin verilen mutlak hatanın sınırıdır. M = M n, 0.95'e eşit güven düzeyi değerine göre belirlenir;
δ - aşağıdaki formülle belirlenen izin verilen bağıl hata sınırı:
δ = 100 Δ/ M n, %.
2. Nükleer güvenlik parametrelerinin eşik değerleri
2.1. Güvenli çalışmayı sağlamak için güvenli ve kabul edilebilir parametrelere ek olarak ilgili nükleer güvenlik parametrelerinin eşik değerleri belirlenir.
2.2. Nükleer güvenlik parametrelerinin eşik değerleri (parametrelerin eşik değerleri, eşik parametreleri), olası gerçek (gerçek) değerlerini kabul edilebilir (güvenli) değerlerle güvenilir bir şekilde sınırlamak için operasyon sırasında izlenen tüm nükleer güvenlik parametreleri için ayarlanır tasarımı ile kurulmuştur. Parametrenin eşik değerleri, konservatif olarak tanımlanmış değerlere göre belirlenir:
- karşılık gelen kabul edilebilir (güvenli) parametre değerleri;
- projede sağlanan enstrümantal kontrol araçlarıyla bu parametrelerin ölçüm hataları;
- parametre sınırlama sistemlerinin (kilitlemeler, dağıtıcılar, kesiciler, vb.) çalıştırma mekanizmalarının sonlu tepki süresi ile ilişkili parametrelerin gerçek değerlerindeki belirsizlikler.
Parametrelerin eşik değerleri paragraf 2.3'e göre belirlenmelidir.
2.3. Parametrenin eşik değeri ise X parametrenin üst değerine göre ayarlanır, eşittir X n, o zaman belirtilir X n ve aşağıdaki ilişkilerden belirlenir:
X н + Δх ≤ X n veya X n ≤ X p/(1 + δ/100),
Δх parametrenin ölçümünde izin verilen mutlak hatanın sınırıdır. X de X = X n ve δх = 100 Δх/ X n.
2.4. Parametrenin eşik değeri ise Y parametrenin alt değerine göre ayarlanır, eşittir Y n, o zaman belirtilir Y n ve aşağıdaki bağıntılardan belirlenir;
Y n - Δy ≥ Y n veya Y n ≥ Y p/(1 - y/100),
burada Δy, parametrenin ölçümünde izin verilen mutlak hatanın sınırıdır Y de Y = Y n ve δу = 100 Δy/ Y n.
Δх ve Δу ölçüm hataları 0,95 güven düzeyi değeri için belirlenmelidir.
Kontrol edilen değerin izin verilen bağıl ölçüm hatası sınırının değeri %2'yi geçmezse, normlar ve eşik değerleri belirlenirken göz ardı edilebilir.