Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов

Д1 · I. Назначение и область применения

. Настоящие федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов» (НП-009-17) (далее – Правила) разработаны в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии», постановлением Правительства Российской Федерации от 1 декабря 1997 г. № 1511 «Об утверждении Положения о разработке и утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1997, № 49, ст. 5600; 1999, № 27, ст. 3380; 2000, № 28, ст. 2981; 2002, № 4, ст. 325; № 44, ст. 4392; 2003, № 40, ст. 3899; 2005, № 23, ст. 2278; 2006, № 50, ст. 5346; 2007, № 14, ст. 1692; № 46, ст. 5583; 2008, № 15, ст. 1549; 2012, № 51, ст. 7203).

Д2 · I. Назначение и область применения

. Настоящие Правила распространяются на проектируемые, сооружаемые и находящиеся в эксплуатации исследовательские ядерные реакторы (далее – исследовательские реакторы), за исключением импульсных исследовательских ядерных реакторов.

Д3 · I. Назначение и область применения

. Настоящие Правила устанавливают требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и элементов исследовательских реакторов, а также организационные требования, направленные на обеспечение ядерной безопасности исследовательских реакторов.

Д4 · I. Назначение и область применения

. Настоящие Правила разработаны в соответствии с принципами и требованиями обеспечения безопасности, установленными в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» (НП-033-11), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 июня 2011 г. № 348 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 29 августа 2011 г.; регистрационный № 21700; Российская газета, 2011, № 195).

Д5 · I. Назначение и область применения

. Используемые в настоящих Правилах сокращения и обозначения приведены в приложении № 1, термины и определения – в приложении № 2 к настоящим Правилам.

Цель обеспечения ядерной безопасности ИР · II. Общие положения

. Цель обеспечения ядерной безопасности ИР – предотвращение появления условий возникновения ядерной аварии, исключение несанкционированного выхода ИР в критическое состояние и увеличения мощности ИР сверх пределов безопасной эксплуатации, установленных в проектно-конструкторской документации (далее – проект) ИР, исключение СЦР при обращении с ядерными материалами и исключение повреждения элементов, содержащих ядерные материалы.

Д6 · II. Общие положения

. Ядерная безопасность ИР обеспечивается системой технических решений и организационных мер, в том числе:

Д7 · II. Общие положения

соответствием используемых в проекте ИР инженерно-технических решений требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, современному уровню развития науки, техники и производства;

Д8 · II. Общие положения

использованием свойств внутренней самозащищенности ИР;

Д9 · II. Общие положения

соблюдением требований проекта ИР при сооружении и эксплуатации ИР;

Д10 · II. Общие положения

использованием на ИР пассивных элементов и систем безопасности, построенных на основе принципов независимости, разнообразия, резервирования и единичного отказа;

Д11 · II. Общие положения

применением проверенных практикой технических решений и обоснованных методик, использованием расчетных и экспериментальных исследований нейтронно-физических и теплофизических характеристик ИР;

Д12 · II. Общие положения

реализацией систем обеспечения качества, исполнительской дисциплиной, квалификацией персонала, формированием и внедрением культуры безопасности на всех этапах жизненного цикла ИР.

Д13 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Общие требования

Д14 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Системы и элементы ИР, важные для безопасности, должны проектироваться с учетом механических, тепловых, химических, радиационных и прочих внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, а также с учетом внешних воздействий природного и техногенного происхождения, возможных на площадке размещения ИР.

Д15 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. При проектировании систем (элементов) ИР, важных для безопасности, должно отдаваться предпочтение системам (элементам), устройство которых основано на пассивном принципе действия и свойствах внутренней самозащищенности, а также на реализации принципов безопасного отказа и единичного отказа.

Д16 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте и эксплуатационной документации ИР должны быть приведены:

Д17 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

нейтронно-физические, теплогидравлические и другие характеристики, оказывающие влияние на ядерную безопасность;

Д18 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

условия и периодичность проверок нейтронно-физических характеристик ИЯУ на соответствие ее проекту;

Д19 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

показатели надежности систем нормальной эксплуатации ИР, важных для обеспечения ядерной безопасности ИЯУ и их элементов, отнесенных к классам безопасности 1, 2 и 3, а также систем безопасности и их элементов;

Д20 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

условия, объем и периодичность технического обслуживания (работ организационного и технического характера по поддержанию конструкций, систем и элементов в состоянии, соответствующем требованиям проекта, федеральных норм и правил в области использования атомной энергии) и проверок систем, важных для безопасности;

Д21 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

информация об аттестации или верификации программных средств, используемых для обоснования ядерной безопасности ИР;

Д22 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

программы и методики контроля и испытаний в процессе монтажа и наладки, эксплуатации и вывода из эксплуатации систем (элементов), важных для безопасности;

Д23 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности ИР при испытаниях, замене и выводе в ремонт исполнительных механизмов РО СУЗ и других средств воздействия на реактивность;

Д24 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

методики определения запаса реактивности, эффективности РО СУЗ и подкритичности реактора;

Д25 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

методика определения тепловой мощности реактора;

Д26 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

методика градуировки каналов контроля плотности потока нейтронов по тепловой мощности реактора;

Д27 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности при обращении со свежим и отработавшим ядерным топливом;

Д28 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

перечни контролируемых и регулируемых параметров;

Д29 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

перечни и значения параметров, по которым должно быть обеспечено формирование сигналов на срабатывание защитных систем безопасности;

Д30 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

перечни блокировок и защит оборудования ИР и требования к условиям их срабатывания;

Д31 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

эксплуатационные пределы и условия, а также пределы и условия безопасной эксплуатации с учетом всех контролируемых нейтронно-физических, теплогидравлических и других характеристик, влияющих на ядерную безопасность, при определении которых принимались во внимание погрешности измерений, неопределенности расчетов и инерционность управляющих систем;

Д32 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

уровни интенсивности внешних воздействий, при достижении которых необходимо срабатывание защитных систем безопасности;

Д33 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

результаты анализа реакций систем, важных для безопасности, на внутренние и внешние воздействия природного и техногенного происхождения с учетом их возможного сочетания и сопровождения другими взаимозависимыми процессами;

Д34 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

запас реактивности ИР с оценкой погрешности используемых расчетных методов и с учетом возможных отклонений параметров элементов активной зоны от номинальных значений при их изготовлении;

Д35 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

суммарная эффективность РО СУЗ, эффективность отдельных РО СУЗ и их групп, эффективность экспериментальных устройств и ядерного топлива при проведении работ по перегрузке активной зоны;

Д36 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

эффекты и коэффициенты реактивности, включая температурный и мощностной эффекты реактивности, а при необходимости – барометрический и плотностной эффекты реактивности и эффекты реактивности, обусловленные выгоранием топлива и отравлением реактора;

Д37 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

перечень ядерно опасных работ при эксплуатации ИР и меры по обеспечению ядерной безопасности при их проведении, включая работы по перегрузке ядерного топлива;

Д38 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

перечень исходных событий проектных аварий и перечень запроектных аварий (в том числе обусловленных полным обесточиванием ИР, потерей конечного поглотителя тепла, падением самолета), а также результаты анализа проектных и запроектных аварий и их последствий;

Д39 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

перечень параметров, методики и критерии, по которым проводится оценка остаточного ресурса и замена элементов, важных для безопасности;

Д40 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

проектный (назначенный) срок службы элементов, важных для безопасности, и проектный (назначенный) срок эксплуатации ИР.

Д41 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В составе технических средств, обеспечивающих ядерную безопасность ИР, проектом ИР должны быть предусмотрены:

Д42 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

органы воздействия на реактивность, используемые для управления мощностью реактора, включая РО КР, РО РР и, в случае автоматического регулирования мощности, – РО АР;

Д43 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

управляющая система нормальной эксплуатации, обеспечивающая изменение уровня мощности реактора до заданного, поддержание мощности на заданном уровне и плановый останов ИР;

Д44 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

защитные системы безопасности, включая комплекс систем безопасности, выполняющих функцию аварийной защиты исследовательского реактора, (далее – аварийная защита) и систему аварийного охлаждения активной зоны;

Д45 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

управляющая система безопасности, обеспечивающая управление системами безопасности;

Д46 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

устройства выдачи сигналов аварийного оповещения (сирена, имеющая отличительный звуковой тон)  в случаях, предусмотренных проектом ИР;

Д47 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

устройства выдачи аварийных сигналов (световых и звуковых)  при достижении параметрами уставок и условий срабатывания АЗ;

Д48 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

устройства выдачи предупредительных сигналов (световых и звуковых)  при нарушении нормальной эксплуатации систем и элементов ИР;

Д49 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

устройства выдачи указательных сигналов о наличии напряжения в цепях электропитания, состоянии оборудования и приборов;

Д50 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

резервные источники электроснабжения систем и элементов, используемые при плановом останове и последующем расхолаживании ИР в случае выхода из строя основных (рабочих) источников электроснабжения;

Д51 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

аварийные источники электроснабжения, обеспечивающие работу не менее двух каналов контроля уровня мощности и указателей положения РО СУЗ, контроль температурного режима активной зоны реактора и хранилища ОЯТ, аварийное охлаждение активной зоны, работу резервного пункта управления.

Д52 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Возможность работы ИР без системы автоматического регулирования мощности должна быть обоснована в проекте ИР.

Д53 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Используемые в проекте ИР технические решения должны обеспечивать:

Д54 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

подкритичность реактора после взвода РО АЗ  не менее 1 % (Кэфф  0,99) на любой момент кампании реактора;

Д55 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

подкритичность реактора при введенных всех РО СУЗ  не менее 2 % (Кэфф ≤ 0,98) на любой момент кампании реактора;

Д56 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

подкритичность реактора в режиме длительного останова (при введенных всех РО СУЗ и использовании других технических средств воздействия на реактивность или частичной выгрузки ядерного топлива из активной зоны)  не менее 5 % (Кэфф ≤ 0,95);

Д57 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

контроль состояния реактора и систем, важных для безопасности, в том числе при проектных авариях;

Д58 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

защиту используемых в управляющих системах программных и технических средств от несанкционированного доступа к ним;

Д59 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

сохранность и работоспособность в условиях проектных аварий технических средств, используемых для регистрации и хранения информации, необходимой для идентификации исходных событий проектных аварий и установления алгоритмов работы систем, важных для безопасности, и действий персонала.

Д60 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Активная зона и системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности

Д61 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Активная зона

Д62 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Конструкция реактора при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна исключать несанкционированное изменение состава и конфигурации активной зоны, приводящее к увеличению реактивности и (или) ухудшению теплоотвода и последующему повреждению тепловыделяющих элементов сверх проектных пределов.

Д63 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Конструкция тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих элементов, ядерное топливо, материалы оболочек тепловыделяющих элементов должны при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивать непревышение проектных пределов повреждения тепловыделяющих элементов с учетом:

Д64 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

физико-химического взаимодействия оболочек тепловыделяющих элементов и ядерного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок) и теплоносителя;

Д65 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

ударных и вибрационных воздействий, термоциклического нагружения, усталости и старения материалов;

Д66 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

влияния продуктов деления и примесей в теплоносителе на прочность и коррозионную стойкость оболочек тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок;

Д67 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

радиационного воздействия и других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок.

Д68 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Конструкция и состав активной зоны должны исключать положительный мощностной и температурный коэффициенты реактивности во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

Д69 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Конструкция активной зоны или отражателя должна обеспечивать возможность размещения в них внешнего (пускового) источника нейтронов, используемого при физическом пуске и последующей эксплуатации ИР (если это предусмотрено проектом).

Д70 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте ИР должен быть приведен анализ теплотехнической надежности активной зоны, обосновывающий достаточность предусмотренных запасов до пределов безопасной эксплуатации.

Д71 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Активная зона должна быть спроектирована так, чтобы исключалось заклинивание и самопроизвольное перемещение РО СУЗ, высвобождающее положительную реактивность (выброс РО СУЗ).

Д72 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Предусмотренные проектом ИР технические средства и методы контроля герметичности тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок) на остановленном и работающем на мощности реакторе должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок).

Д73 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте ИР должно быть определено соответствие между повреждениями тепловыделяющих элементов и активностью теплоносителя первого контура по реперным радионуклидам (с учетом эффективности системы очистки теплоносителя от продуктов деления).

Д74 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Тепловыделяющие элементы (тепловыделяющие сборки) с различным ядерным топливом (в том числе с различным обогащением), специальные выгорающие поглотители нейтронов, тепловыделяющие элементы с выгорающим поглотителем нейтронов, тепловыделяющие элементы со смешанным ядерным топливом должны иметь маркировку (отличительные знаки), которая должна сохраняться на протяжении всего срока их эксплуатации и последующего хранения.

Д75 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Экспериментальные устройства

Д76 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Конструкция экспериментальных устройств должна исключать возможность самопроизвольного перемещения элементов экспериментальных устройств и облучаемых изделий при их эксплуатации в составе реактора, а также обеспечивать удержание радиоактивных веществ в случае разрушения этих экспериментальных устройств и облучаемых изделий барьерами безопасности ИР, в том числе локализующими системами.

Д77 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Загрузка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных устройств и объектов реакторных испытаний, сопровождающаяся вводом положительной реактивности более 0,3эфф, должна проводиться на остановленном реакторе.

Д78 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В случае необходимости загрузки (выгрузки) объектов реакторных испытаний при работе реактора на мощности в проекте должна быть обоснована необходимость проведения работ в этих условиях и предварительно экспериментально должно быть подтверждено, что вводимая положительная реактивность при загрузке (выгрузке) не превышает 0,3эфф.

Д79 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Скорость ввода положительной реактивности при установке (выгрузке) объектов реакторных испытаний с эффективностью более 0,3βэфф не должна превышать 0,07βэфф/с.

Д80 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Если установка (выгрузка) объектов реакторных испытаний ведет к увеличению реактивности на 0,7βэфф и более, должно быть обеспечено шаговое увеличение реактивности со значением шага, не превышающим 0,3βэфф.

Д81 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Допускается выполнять операции по установке (выгрузке) объектов реакторных испытаний без ограничения по шагу и скорости ввода положительной реактивности, если до начала проведения работ, в процессе их проведения и после их выполнения Кэфф не превышает 0,95.

Д82 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте ИР должны быть определены условия, объем и периодичность проверок экспериментальных устройств на их соответствие проектным характеристикам.

Д83 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте ИР и ООБ должны быть приведены результаты расчетно-экспериментальных оценок влияния экспериментальных устройств на реактивность, распределение энерговыделения в активной зоне и на эффективность РО СУЗ.

Д84 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Обоснование ядерной безопасности применения новых или измененных существующих экспериментальных устройств, требующее внесения изменений в ООБ ИР, должно быть согласовано ЭО с головной конструкторской организацией. При отсутствии необходимости внесения изменений в ООБ ИР ЭО информирует головную конструкторскую организацию об использовании новых или об изменении существующих экспериментальных устройств.

Д85 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Система охлаждения активной зоны при нормальной эксплуатации (первый контур)

Д86 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Система охлаждения активной зоны при нормальной эксплуатации (первый контур) должна обеспечивать теплоотвод от активной зоны без нарушения установленных проектных пределов по температуре и скорости изменения температуры элементов активной зоны, а также экспериментальных устройств.

Д87 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте ИР должны быть приведены:

Д88 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

результаты расчета на прочность корпуса реактора и трубопроводов первого контура;

Д89 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

результаты анализа надежности первого контура с учетом внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, а также с учетом внешних воздействий природного и техногенного происхождения;

Д90 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

допустимые перемещения и вибрации трубопроводов и элементов конструкции первого контура при нормальной эксплуатации ИР.

Д91 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Используемые в проекте ИР технические решения должны учитывать возможность ухудшения теплопередающих характеристик теплообменного оборудования в процессе эксплуатации.

Д92 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте ИР должны быть предусмотрены:

Д93 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

защита от недопустимого повышения или понижения температуры, давления или расхода теплоносителя в первом контуре при нарушениях нормальной эксплуатации;

Д94 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

компенсация изменения объема теплоносителя при изменении удельной плотности теплоносителя;

Д95 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

средства для обнаружения потерь теплоносителя при течах, средства компенсации потерь теплоносителя при течах и средства защиты первого контура от несанкционированного дренажа теплоносителя;

Д96 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

очистка теплоносителя от примесей, включая радиоактивные;

Д97 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

контроль параметров системы охлаждения активной зоны.

Д98 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте ИР для теплоносителя должен быть установлен химический состав и допустимое содержание радионуклидов в процессе эксплуатации, а также показатели качества теплоносителя.

Д99 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Используемые на ИР технические решения и его физические свойства должны исключать вывод остановленного реактора из подкритического состояния при включении (выключении) циркуляционных насосов первого контура.

Д100 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Управляющая система нормальной эксплуатации

Д101 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Управляющая система нормальной эксплуатации должна включать:

Д102 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

средства управления исполнительными механизмами РО СУЗ, загрузочных и экспериментальных устройств;

Д103 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

средства контроля положения (состояния) РО РР, РО АР, РО КР;

Д104 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

средства контроля положения (состояния) облучаемых изделий, имеющих исполнительные механизмы для дистанционного перемещения;

Д105 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

не менее двух независимых между собой каналов контроля плотности потока нейтронов с показывающими приборами, при этом должна быть предусмотрена возможность регистрации изменения плотности потока нейтронов реактора во времени;

Д106 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

не менее двух независимых между собой каналов контроля скорости изменения плотности потока нейтронов (периода) реактора с показывающими приборами;

Д107 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

каналы контроля параметров технологических систем ИР, важных для безопасности.

Д108 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Для регулируемых технологических параметров в проекте ИР должны быть обоснованы диапазоны и скорости их изменения при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

Д109 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Диапазон контроля плотности потока нейтронов управляющей системой нормальной эксплуатации должен перекрывать весь определенный в проекте ИР диапазон изменения мощности реактора, а в случае использования каналов контроля плотности и/или скорости изменения плотности потока нейтронов, работающих в ограниченных поддиапазонах измерения плотности потока нейтронов, взаимное перекрытие двух соседних контролируемых поддиапазонов должно составлять не менее одной декады.

Д110 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Управление реактором и основными системами ИР должно производиться с пункта управления ИР, имеющего двухстороннюю громкоговорящую связь с реакторным помещением и с другими помещениями ИР. Пункт управления ИР должен быть оборудован телефонной связью, радиосвязью.

Д111 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Если указанные в пункте 37 каналы контроля не обеспечивают контроль плотности потока нейтронов при загрузке ядерного топлива, то реактор должен быть оборудован дополнительной (пусковой) системой контроля плотности потока нейтронов. Эта система может быть съемной, устанавливаемой на период загрузки ядерного топлива, и должна включать в себя не менее двух каналов контроля плотности потока нейтронов реактора с показывающими приборами и регистрирующим устройством. Характеристики и параметры дополнительной системы контроля плотности потока нейтронов должны быть приведены и обоснованы в проекте и ООБ.

Д112 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Управляющая система нормальной эксплуатации должна исключать:

Д113 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

ввод положительной реактивности средствами воздействия на реактивность, если РО АЗ не взведены;

Д114 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

ввод положительной реактивности со скоростью выше 0,07эфф/с.;

Д115 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

ввод положительной реактивности средствами воздействия на реактивность в случае появления предупредительных сигналов по плотности потока нейтронов, или скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов, или по каналам контроля параметров технологических систем, важных для безопасности ИР;

Д116 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

ввод положительной реактивности средствами воздействия на реактивность в случае отсутствия электроснабжения в цепях указателей промежуточного положения органа, используемого для увеличения реактивности, или в цепях аварийной или предупредительной сигнализации;

Д117 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

возможность дистанционного увеличения реактивности одновременно с двух и более рабочих мест и/или двумя или более способами.

Д118 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Управляющая система нормальной эксплуатации должна обеспечивать:

Д119 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

шаговый ввод положительной реактивности с величиной шага не более 0,3эфф для любых средств воздействия на реактивность эффективностью более 0,7эфф, при этом после каждого шага ввода реактивности должна быть обеспечена временная пауза длительностью, установленной в проекте (эксплуатационной документации) ИР;

Д120 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

ведение по сигналу АЗ отрицательной реактивности с максимально возможной скоростью с использованием РО КР, РО РР, РО АР и других средств воздействия на реактивность;

Д121 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

возможность разрыва цепи питания приводов РО СУЗ эффективностью более 0,7эфф с пункта управления ИР, при этом разрыв цепи питания двигателей не должен влиять на возможность приведения ИР в подкритическое состояние по сигналу АЗ;

Д122 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

автоматическое прекращение ввода положительной реактивности загрузочными и экспериментальными устройствами по сигналу АЗ, а в необходимых случаях – автоматическое уменьшение реактивности, обусловленной загрузочными или экспериментальными устройствами;

Д123 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

предупредительную сигнализацию по плотности потока нейтронов и периоду увеличения плотности потока нейтронов с уставкой не менее 20 с.;

Д124 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

формирование сигналов для управляющей системы безопасности о нарушениях работоспособности элементов этой системы в соответствии с проектом;

Д125 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

проверку своей работоспособности, включая проверку световой и звуковой сигнализаций.

Д126 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте ИР должен быть установлен и обоснован диапазон мощности реактора, в пределах которого регулирование осуществляется автоматическим регулятором, приведены характеристики системы автоматического регулирования мощности и оценка погрешности поддержания требуемого уровня мощности и должно быть доказано отсутствие автоколебаний мощности.

Д127 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. При использовании в системе автоматического регулирования нескольких каналов контроля плотности потока нейтронов должно быть исключено изменение мощности реактора системой автоматического регулирования при отключении или отказе одного из каналов контроля плотности потока нейтронов.

Д128 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Системы безопасности

Д129 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Аварийная защита и другие системы останова

Д130 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В состав органов воздействия на реактивность, используемых при нарушениях нормальной эксплуатации ИР, должно входить не менее двух независимых РО АЗ или групп РО АЗ в зависимости от проекта ИР.

Д131 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Эффективность РО АЗ без учета одного наиболее эффективного РО АЗ (группы РО АЗ) и их быстродействие должны обеспечивать:

Д132 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

скорость снижения мощности реактора, достаточную для предотвращения повреждения тепловыделяющих элементов и экспериментальных устройств сверх пределов безопасной эксплуатации;

Д133 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии в течение времени, достаточного для введения (срабатывания) других более медленных РО СУЗ.

Д134 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. РО АЗ должны иметь указатели конечных положений.

Д135 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. При появлении аварийного сигнала РО АЗ должны автоматически приводиться в действие из любых положений. На любом участке движения РО АЗ должен обеспечиваться ввод отрицательной реактивности, при этом отрицательная реактивность должна вводиться и другими РО СУЗ.

Д136 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Исполнительный механизм РО АЗ должен выполнять свои функции безопасности независимо от состояния источников его электроснабжения.

Д137 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Кроме аварийного останова ИР, РО АЗ при необходимости могут использоваться для планового останова ИР.

Д138 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Кроме РО АЗ, в составе защитных систем безопасности проектом ИР могут быть предусмотрены и другие системы останова, приводимые в действие автоматически или дистанционно.

Д139 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Системы останова должны обеспечивать поддержание реактора в подкритическом состоянии с учетом возможного высвобождения реактивности, в том числе за счет температурного и мощностного эффектов реактивности.

Д140 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте и ООБ ИР должен быть представлен анализ и показатели надежности СУЗ. Анализ надежности должен проводиться с учетом отказов по общей причине и ошибок персонала.

Д141 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Система аварийного охлаждения активной зоны

Д142 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Для реактора с принудительной системой охлаждения активной зоны проектом ИР должна быть предусмотрена система безопасности, обеспечивающая аварийное охлаждение активной зоны в случае отказа принудительной системы охлаждения.

Д143 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Используемые в проекте ИР технические решения должны обеспечивать максимально возможное для данной конструкции ИР использование естественной циркуляции теплоносителя при аварийном охлаждении ИР.

Д144 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В проекте ИР должны быть обоснованы: перечень параметров, по которым вводится в действие система аварийного охлаждения активной зоны, значения уставок и условия включения системы в работу для всех исходных событий проектных аварий.

Д145 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Ввод в действие и отключение системы аварийного охлаждения активной зоны не должны выводить ИР из подкритического состояния.

Д146 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Возможность управления процессом аварийного охлаждения активной зоны должна быть обеспечена как из основного, так и из резервного пунктов управления ИР.

Д147 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Управляющая система безопасности

Д148 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В составе управляющей системы безопасности должно быть не менее двух независимых между собой каналов защиты по плотности потока нейтронов и двух независимых между собой каналов защиты по скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов.

Д149 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. При выборе чувствительности и расположения детекторов потока нейтронов управляющей системы безопасности необходимо обеспечить возможность срабатывания АЗ в процессе вывода ИР в критическое состояние и при любом значении мощности в диапазоне, определенном проектом ИР.

Д150 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. При использовании каналов защиты, работающих в ограниченном поддиапазоне плотности потока нейтронов, должно быть обеспечено взаимное перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады.

Д151 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Переключение поддиапазонов должно быть автоматическим и не препятствовать формированию сигнала АЗ.

Д152 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. В случае конструктивного, электрического или функционального совмещения (объединения) измерительных частей каналов защиты управляющей системы безопасности между собой и/или с измерительными частями каналов контроля управляющей системы нормальной эксплуатации в проекте ИР должно быть показано, что такое совмещение не влияет на способность АЗ выполнять функции безопасности.

Д153 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Защитная функция по каждому технологическому параметру, по которому проектом предусмотрено срабатывание АЗ или переход на аварийное охлаждение активной зоны, во всем диапазоне изменения параметра реактора должна реализовываться как минимум по двум независимым между собой каналам.

Д154 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. При взводе РО АЗ эффективностью более 0,7эфф должен быть обеспечен шаговый ввод положительной реактивности (шаговое перемещение) с величиной шага не более 0,3эфф, скорость ввода положительной реактивности при этом не должна превышать 0,07эфф/с.

Д155 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Управляющая система безопасности должна исключать взвод РО АЗ в случае, если:

Д156 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

РО АР, РО РР, РО КР не находятся на концевых выключателях, соответствующих максимальной подкритичности ИР;

Д157 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

имеются аварийные или предупредительные сигналы по параметрам технологических систем, важным для безопасности ИР, перечень которых определен в проекте ИР.

Д158 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. АЗ должна срабатывать в случаях:

Д159 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

достижения уставки срабатывания АЗ по любому из каналов защиты по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) изменения плотности потока нейтронов;

Д160 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

отказа любого из каналов защиты по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) изменения плотности потока нейтронов, если количество этих каналов не более двух;

Д161 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

достижения уставок срабатывания АЗ по технологическим параметрам, важным для безопасности;

Д162 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

появления аварийных сигналов от экспериментальных устройств, требующих останова ИР;

Д163 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

инициирования персоналом срабатывания АЗ соответствующими кнопками (ключами);

Д164 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

отказа электроснабжения управляющих систем безопасности, в том числе блоков питания детекторов потока нейтронов каналов контроля или защиты.

Д165 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Если количество каналов АЗ по какому-либо параметру более двух, то допускается срабатывание АЗ при условии одновременного наличия сигналов от любых двух каналов АЗ по этому параметру.

Д166 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Управляющая система безопасности должна формировать на пункт управления ИР аварийные световые и звуковые сигналы, информирующие оператора о неработоспособном состоянии каналов защиты, о достижении аварийных уставок и о срабатывании АЗ.

Д167 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

Управляющая система безопасности должна формировать и отправлять на резервный пункт управления ИР сигналы, необходимые для обеспечения выполнения его функций.

Д168 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Уставки и условия срабатывания АЗ должны предотвращать достижение пределов безопасной эксплуатации, при этом аварийная уставка по периоду увеличения плотности потока нейтронов должна быть не менее 10 с.

Д169 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Должна быть предусмотрена непрерывная диагностика исправности каналов защиты с выводом информации об отказах на пункт управления ИР, и в случае отказа или вывода канала из работы должен автоматически формироваться аварийный сигнал от этого канала.

Д170 · III. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

. Проектом ИР должна быть предусмотрена возможность останова ИР, приведения в действие защитных систем безопасности и осуществления контроля параметров реактора из помещения резервного пункта управления в случае невозможности осуществления таких действий из помещения основного пункта управления ИР.

Д171 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

Общие требования

Д172 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Выполнение требований проекта РУ и обеспечение ядерной безопасности ИР должны быть подтверждены в ходе работ по вводу РУ в эксплуатацию (вид деятельности, включающий в себя пусконаладочные работы, физический пуск ИР и энергетический пуск РУ, во время которых проверяется соответствие отдельных систем и оборудования ИР и РУ проекту).

Д173 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Подготовка ввода РУ в эксплуатацию должна проводиться в соответствии с программой ввода РУ в эксплуатацию, согласованной с разработчиками проекта РУ и утвержденной ЭО.

Д174 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Программа ввода РУ в эксплуатацию должна разрабатываться на основании проектно-конструкторской, технологической, эксплуатационной и организационно-распорядительной документации РУ.

Д175 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Ответственность за разработку и выполнение программы ввода РУ в эксплуатацию несет ЭО.

Д176 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Требования программы ввода РУ в эксплуатацию обязательны для всех организаций и предприятий, участвующих в подготовке ввода РУ в эксплуатацию.

Д177 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. В программе ввода РУ в эксплуатацию должны быть определены:

Д178 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

организация работ при вводе РУ в эксплуатацию, участники работ, их задачи и обязанности;

Д179 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

исходное состояние РУ перед началом работ по программе ввода РУ в эксплуатацию;

Д180 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

этапы и подэтапы работ, состав и требования к документации, необходимой для их реализации;

Д181 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

исходное состояние РУ до начала предстоящего этапа работ по вводу в эксплуатацию РУ;

Д182 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

квалификационные требования к персоналу и его подготовке;

Д183 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

организационно-технические меры по обеспечению безопасности на каждом из этапов работ;

Д184 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

перечень систем РУ, используемых при физическом пуске ИР.

Д185 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Программа ввода РУ в эксплуатацию должна предусматривать три последовательных этапа работ:

Д186 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

пусконаладочные работы;

Д187 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

физический пуск ИР;

Д188 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

энергетический пуск РУ.

Д189 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

С учетом состояния строительно-монтажных работ на площадке РУ и предполагаемых сроков их выполнения в полном объеме по решению ЭО все три этапа могут быть представлены в составе одной программы или в виде трех самостоятельных документов.

Д190 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

Пусконаладочные работы

Д191 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. При выполнении пусконаладочных работ на вводимой в эксплуатацию РУ должна быть выполнена проверка соответствия характеристик и параметров систем (элементов), важных для безопасности, паспортным и установленным в проекте значениям, проверка работоспособности каждой из систем, важных для безопасности, а также комплексная проверка работоспособности систем (элементов) с учетом их взаимного влияния.

Д192 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Для систем, не используемых на физическом пуске ИР, пусконаладочные работы при соответствующем обосновании могут проводиться после физического пуска в составе работ по подготовке энергетического пуска РУ.

Д193 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. По результатам испытаний при пусконаладочных работах должно быть показано, что характеристики и параметры систем (элементов), важных для обеспечения ядерной безопасности, соответствуют проектным значениям, при этом:

Д194 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

каналы СУЗ (дополнительные (пусковые) каналы СУЗ) обеспечивают контроль плотности потока нейтронов при отсутствии ядерного топлива и наличии пускового источника нейтронов в активной зоне реактора;

Д195 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

АЗ и другие системы останова реактора срабатывают при имитации превышения соответствующих уставок по мощности и периоду, уставок по технологическим параметрам или в случае неисправности соответствующих каналов контроля;

Д196 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

быстродействие АЗ и других систем останова соответствует требованиям, установленным в проекте;

Д197 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

звуковая и световая сигнализация обеспечивают персонал соответствующей информацией при нарушениях нормальной эксплуатации реактора, а также в случае отказов в системах, важных для безопасности.

Д198 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

Физический пуск исследовательского реактора

Д199 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. После приемки ЭО сооружений, систем и оборудования РУ, используемых при физическом пуске в эксплуатацию, готовность ИР к проведению физического пуска должна быть проверена комиссией по ядерной безопасности, назначенной приказом ЭО, и комиссией Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору.

Д200 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Комиссия по ядерной безопасности проверяет:

Д201 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

соответствие выполненных работ проекту ИР;

Д202 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

результаты выполнения пусконаладочных работ и испытаний систем ИР, наличие актов об окончании пусконаладочных работ;

Д203 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

выполнение запланированных организационно-технических мероприятий по обеспечению ядерной безопасности ИР;

Д204 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

наличие и содержание эксплуатационной документации в объеме, необходимом для физического пуска ИР;

Д205 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

готовность персонала к работам по программе физического пуска ИР, в том числе наличие разрешений на право ведения работ в области использования атомной энергии и результаты аттестации персонала на знание рабочего места.

Д206 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. По результатам проверки готовности ИР к физическому пуску комиссией Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору после устранения недостатков, отмеченных указанной комиссией, ЭО должна издать приказ о проведении физического пуска ИР.

Д207 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Физический пуск ИР должен проводиться в соответствии с программой физического пуска ИР, согласованной с разработчиками проекта РУ и утвержденной ЭО.

Д208 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

Перечень и результаты выполненных работ должны фиксироваться в оперативном журнале смены.

Д209 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. В программе физического пуска ИР должны быть определены:

Д210 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

перечень систем и оборудования, необходимых для проведения физического пуска ИР;

Д211 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

порядок организации работ при физическом пуске с указанием всех участников работ, их задач, прав и обязанностей;

Д212 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

исходное состояние систем и оборудования перед началом работ по загрузке реактора;

Д213 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

порядок проведения загрузки реактора;

Д214 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

порядок достижения критического состояния;

Д215 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

описание экспериментов для определения характеристик ИР и порядок их проведения;

Д216 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

ожидаемое значение критической загрузки активной зоны, критические положения (состояния) органов воздействия на реактивность, их эффективность, оценка влияния на реактивность загружаемого топлива, замедляющих материалов, теплоносителя;

Д217 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

перечень методик, используемых при проведении экспериментов и измерений при физическом пуске;

Д218 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении физического пуска.

Д219 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Ядерно опасные работы при физическом пуске ИР должны проводиться в соответствии с утвержденной руководителем ЭО инструкцией по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИР, где должны быть приведены:

Д220 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

порядок выполнения ядерно опасных работ, в том числе порядок загрузки активной зоны ядерным топливом и порядок достижения критического состояния реактора;

Д221 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

меры по обеспечению ядерной безопасности;

Д222 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

расчетные значения критических загрузок и эффективностей РО СУЗ;

Д223 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

результаты оценки влияния на реактивность экспериментальных устройств и теплоносителя;

Д224 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

пределы и условия безопасной эксплуатации на период физического пуска ИР.

Д225 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Физический пуск должен начинаться с установки в реактор внешнего (пускового) источника нейтронов в соответствии с проектом ИР.

Д226 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

При физическом пуске должно быть обеспечено наличие средств воздействия на реактивность, необходимых для восстановления подкритичности в случае не предусмотренного программой физического пуска ИР приближения к критичности.

Д227 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

На приборах управляющей системы безопасности должны быть выставлены уставки защиты по плотности потока нейтронов и скорости увеличения плотности потока нейтронов, обеспечивающие звуковую и световую сигнализации на минимальном уровне мощности, предусмотренном проектом ИР.

Д228 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Загрузка ядерного топлива и/или залив замедлителя после загрузки ядерного топлива в активную зону реактора должны сопровождаться построением кривых обратного счета по показаниям не менее чем двух каналов контроля мощности. При этом не менее двух кривых обратного счета должны иметь безопасный ход.

Д229 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. При достижении Кэфф значения 0,98 (или коэффициентом умножения нейтронов значения 50) должны проводиться поочередная оценка эффективности всех РО СУЗ и проверка наличия (отсутствия) критического состояния при извлечении всех РО СУЗ. Дальнейшая загрузка должна производиться порциями, не приводящими к увеличению реактивности более чем на 0,3эфф, при этом скорость ввода положительной реактивности при загрузке не должна превышать 0,07 эфф/c.

Д230 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

Если с учетом конструкции реактора не представляется возможным обеспечить загрузку порции, приводящей к увеличению реактивности менее, чем на 0,3эфф, эффективность порции должна быть минимально допустимой конструкцией реактора, при этом должно быть обеспечено выполнение требований пункта 137 настоящих Правил.

Д231 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Если из результатов оценки подкритичности и/или показаний каналов контроля плотности потока нейтронов следует возможность преждевременного (до окончания загрузки) достижения критического состояния реактора, то загрузка активной зоны должна быть прекращена. Последующие работы должны проводиться по письменному указанию руководителя физического пуска, согласованному главным инженером (начальником) ИР (РУ).

Д232 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. По окончании физического пуска должен быть подготовлен акт за подписью руководителя физического пуска, содержащий основные результаты физического пуска и информацию о соответствии перечня выполненных работ программе физического пуска.

Д233 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. По результатам физического пуска должен быть оформлен отчет, где следует привести результаты физического пуска и рекомендации по корректировке эксплуатационной документации ИР. Отчет по результатам физического пуска утверждается руководителем ЭО.

Д234 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Если результаты физического пуска указывают на невозможность достижения проектных характеристик ИР и на необходимость внесения изменений в проект ИР, ЭО должна обеспечить внесение соответствующих изменений в проект, документы, обосновывающие безопасность эксплуатации ИР.

Д235 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

Энергетический пуск реакторной установки

Д236 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Готовность РУ к проведению энергетического пуска должна быть проверена комиссией, назначенной приказом по ЭО.

Д237 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. После устранения недостатков, отмеченных комиссией по проверке готовности РУ к энергетическому пуску, ЭО должна издать приказ о проведении энергетического пуска РУ.

Д238 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Энергетический пуск должен проводиться в соответствии с программой энергетического пуска, откорректированной по результатам физического пуска, согласованной с разработчиками проекта РУ и утвержденной ЭО.

Д239 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. В программе энергетического пуска должны быть определены:

Д240 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

организация работ при энергетическом пуске, участники работ, их задачи, права и обязанности;

Д241 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

исходное состояние РУ и вспомогательных систем, обеспечивающих энергетический пуск, перед началом работ по программе энергетического пуска РУ;

Д242 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

этапы и подэтапы работ;

Д243 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

исходное состояние РУ и систем, важных для безопасности, перед началом каждого этапа работ;

Д244 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

состав и требования к документации, необходимой для проведения энергетического пуска;

Д245 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

перечень, методики и последовательность проведения планируемых экспериментов и испытаний на заданных уровнях мощности;

Д246 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

процедура и методика измерений радиационной обстановки;

Д247 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

ожидаемые результаты экспериментов и испытаний;

Д248 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

меры по обеспечению ядерной и радиационной безопасности;

Д249 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

требования к персоналу;

Д250 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

требования к обеспечению безопасности на каждом из этапов работ;

Д251 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

требования к подготовке отчета по результатам энергетического пуска.

Д252 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. По завершении энергетического пуска ЭО должна оформить отчет, содержащий:

Д253 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

результаты исследований, предусмотренных программой энергетического пуска;

Д254 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

рекомендации по корректировке проекта, ООБ и эксплуатационной документации;

Д255 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

основные параметры и характеристики реактора, включаемые в паспорт ИР.

Д256 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

Отчет по результатам энергетического пуска утверждается руководителем ЭО.

Д257 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. На основании проекта РУ и отчетов по результатам физического и энергетического пусков ЭО должна оформить паспорт ИР. Паспорт ИР должен быть оформлен в соответствии с приложением № 3 к настоящим Правилам.

Д258 · IV. Требования к обеспечению ядерной безопасности при вводе реакторной установки в эксплуатацию

. Если результаты энергетического пуска указывают на невозможность достижения проектных характеристик РУ и на необходимость внесения изменений в проект РУ, ЭО должна обеспечить внесение соответствующих изменений в проект и в документы, обосновывающие безопасность эксплуатации РУ.

Д259 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

Общие положения

Д260 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. В соответствии с установленным в ЭО порядком должны быть определены права и обязанности должностных лиц и структурных подразделений ЭО, права и обязанности персонала при обеспечении ядерной безопасности ИР.

Д261 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. ЭО должен быть утвержден перечень действующей на РУ документации с учетом приложения № 4 к настоящим Правилам и обеспечено наличие данной документации на РУ.

Д262 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. ЭО должна обеспечить своевременное внесение изменений в документацию РУ, в том числе внесение изменений в ООБ, технологический регламент и в другую эксплуатационную документацию РУ по результатам физического и энергетического пусков ИР.

Д263 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Изменения проекта ИР должны быть согласованы с головной научной организацией, головной конструкторской организацией и головной проектной организацией в части, их касающейся.

Д264 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Эксплуатация ИР должна проводиться согласно технологическому регламенту РУ и руководству (инструкции) по эксплуатации ИР, а также с учетом требований инструкций по эксплуатации систем и элементов ИР и инструкции по обеспечению ядерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании свежего и отработавшего ЯТ. Указанные документы должны корректироваться с учетом полученного опыта эксплуатации ИР, введения в действие новых нормативных документов, внесения изменений в технологические системы и оборудование РУ и пересматриваться не реже одного раза в пять лет.

Д265 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Ядерно опасные работы на ИР, включая работы по перегрузке ядерного топлива, должны проводиться по специальным программам (техническим решениям), утвержденным в порядке, установленном в ЭО.

Д266 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Программа (техническое решение) на проведение ядерно опасных работ должна содержать:

Д267 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

цель проведения ядерно-опасной работы, последовательность и технологию проведения;

Д268 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

организационно-технические меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении ядерно-опасных работ на ИР;

Д269 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

результаты расчетных или экспериментальных оценок влияния планируемых работ на подкритичность ИР;

Д270 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

технологию проведения и контроля правильности выполнения ядерно опасных работ.

Д271 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Технология выполнения постоянно повторяющихся на ИР ядерно опасных работ, когда известно экспериментально определенное изменение реактивности при проведении этих работ, может быть внесена в эксплуатационную документацию ИР.

Д272 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. При проведении на ИР ядерно опасных работ должен обеспечиваться контроль уровня мощности и скорости увеличения мощности, а на приборах управляющей системы безопасности должны быть выставлены минимально возможные уставки срабатывания АЗ по уровню мощности и максимально возможные уставки по периоду увеличения мощности, обеспечивающие звуковую и световую сигнализацию в случае несанкционированного увеличения мощности ИР.

Д273 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Достаточность организационно-технических мероприятий по обеспечению ядерной безопасности ИР должна быть обоснована в проекте и представлена в ООБ.

Д274 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. ЭО должна не реже одного раза в год проверять состояние ядерной безопасности ИР. Результаты проверки должны отражаться в годовом отчете по оценке состояния ядерной и радиационной безопасности.

Д275 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

Режим пуска и работы на мощности

Д276 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Порядок эксплуатации ИР в режиме пуска и работы на мощности должен быть установлен в технологическом регламенте РУ и руководстве (инструкции) по эксплуатации ИР.

Д277 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Экспериментальные исследования при эксплуатации ИР в режиме пуска и работы на мощности должны проводиться на основании программы экспериментальных исследований на ИР, утвержденной в порядке, установленном в ЭО. Перечень и результаты выполненных работ должны фиксироваться в оперативном журнале смены.

Д278 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. В программе экспериментальных исследований на ИР должны быть приведены исходное состояние остановленного ИР и технологических систем ИР, требуемый уровень мощности и длительность работы реактора на этой мощности, а также меры по обеспечению ядерной безопасности, учитывающие специфику предстоящих экспериментальных исследований на ИР.

Д279 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. На любой момент кампании ИР в распоряжении персонала смены должна быть информация, касающаяся картограммы загрузки активной зоны, запаса реактивности ИР и эффективности РО СУЗ.

Д280 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. В режиме пуска и работы на мощности допускается проведение ядерно опасных работ, включая работы по техническому обслуживанию, плановому ремонту, испытаниям и проверке работоспособности систем, важных для безопасности.

Д281 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

До начала проведения работ, в процессе их проведения и после их выполнения необходимо обеспечить и поддерживать не менее 2 % подкритичности, при этом должен обеспечиваться контроль плотности потока нейтронов и скорости увеличения плотности потока нейтронов, а на приборах управляющей системы безопасности должны быть выставлены уставки АЗ, обеспечивающие звуковую и световую сигнализации на минимальном уровне мощности, предусмотренном проектом ИР.

Д282 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. При выполнении на ИР ранее не проводимых ядерно опасных работ решением главного инженера (начальника) ИР (РУ) в состав смены должен быть включен контролирующий физик, осуществляющий контроль за выполнением мер по обеспечению ядерной безопасности.

Д283 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Режим пуска и работы на мощности должен завершаться вводом в активную зону всех РО СУЗ (фиксацией РО СУЗ на нижних конечных выключателях).

Д284 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. В случае аварии в режиме пуска и работы на мощности первоочередные действия персонала должны быть направлены на обеспечение подкритичности ИР и охлаждения активной зоны. Порядок действия при аварии в режиме пуска и работы на мощности должен быть определен соответствующими инструкциями.

Д285 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

Режим временного останова

Д286 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. При эксплуатации ИР в режиме временного останова следует обеспечить и поддерживать подкритичность реактора не менее 2 % на момент начала работ, в процессе их проведения и после их выполнения.

Д287 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Все работы в реакторном помещении после перевода ИР в режим временного останова, включая работы по техническому обслуживанию, плановому ремонту, испытаниям и проверке работоспособности систем, важных для безопасности, должны выполняться сменным и/или ремонтным персоналом согласно программе, оформленной в оперативном журнале смены, и в соответствии с утвержденными инструкциями (регламентами), программами и графиками. Перечень и результаты выполненных работ должны фиксироваться в оперативном журнале смены.

Д288 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

Работы, приводящие к увеличению эффективного коэффициента размножения нейтронов ИР, должны выполняться под руководством начальника смены персоналом, имеющим необходимую квалификацию и соответствующие документы на право проведения таких работ, при этом должен обеспечиваться контроль плотности потока нейтронов и скорости увеличения плотности потока нейтронов.

Д289 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. После завершения работ по техническому обслуживанию, ремонту или замене элементов систем, важных для безопасности, должны проводиться проверки работоспособности систем (элементов) и их соответствия проектным характеристикам.

Д290 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Режим временного останова должен завершаться началом взвода РО АЗ.

Д291 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

Режим длительного останова

Д292 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Режим длительного останова ИР должен вводиться приказом по ЭО в случае, если экспериментальные работы закончены и эксплуатация ИР в режиме временного останова нецелесообразна.

Д293 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. До принятия решения о переводе ИР в режим длительного останова ЭО должна разработать мероприятия, проведение которых обеспечивает ядерную безопасность ИР в этом режиме и предотвращает потерю работоспособности элементов систем, важных для безопасности.

Д294 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. До начала эксплуатации ИР в режиме длительного останова должно быть обеспечено не менее чем 5 % подкритичности (Кэфф  0,95) реактора и, если ядерное топливо находится в активной зоне реактора, исключена возможность подачи электропитания на исполнительные механизмы РО СУЗ и систем останова, экспериментальных и загрузочных устройств ИР.

Д295 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Объем и периодичность контроля состояния ИР, находящегося в режиме длительного останова, должны быть определены в инструкции (руководстве) по эксплуатации ИР.

Д296 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Порядок подготовки ИР, находящегося в режиме длительного останова, к эксплуатации в режиме пуска и работы на мощности должен быть определен программой подготовки ИР к эксплуатации, утвержденной и согласованной в порядке, установленном в ЭО.

Д297 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Окончание режима длительного останова и возможность эксплуатации ИР в режиме пуска и работы на мощности оформляется приказом по ЭО после проверки готовности ИР к эксплуатации в режиме пуска и работы на мощности комиссией ЭО по ядерной безопасности.

Д298 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

Режим окончательного останова

Д299 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. В режиме окончательного останова ИР ЭО должна выполнить организационно-технические мероприятия по подготовке ИР к выводу из эксплуатации, включая выгрузку ядерного топлива из активной зоны реактора и вывоз ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки ИР.

Д300 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Если из-за разлива растворного ядерного топлива или россыпи ядерных материалов разрушенных тепловыделяющих сборок и/или конструктивных особенностей реактора не представляется возможным удалить все имеющиеся на реакторе ядерные материалы без использования специальных, не предусмотренных в проекте ИР технических средств, то необходимо разработать и реализовать мероприятия по обеспечению ядерной безопасности остановленного ИР, а в техническом задании на разработку проекта вывода ИР из эксплуатации предусмотреть работы по сбору и удалению оставшихся на ИР ядерных материалов.

Д301 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

Перегрузка активной зоны

Д302 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Порядок проведения перегрузки активной зоны определяется программой перегрузки и (или) инструкцией по перегрузке, графиком и картограммами перегрузки, утвержденными и согласованными в порядке, установленном в ЭО.

Д303 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. В ходе перегрузки должен быть обеспечен теплосъем с перегружаемых тепловыделяющих сборок без превышения установленных проектом ИР допустимых температурных параметров твэлов.

Д304 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. При проведении перегрузочных работ организационными мероприятиями и техническими средствами должно предотвращаться попадание посторонних предметов во внутреннее пространство оборудования, арматуры и трубопроводов.

Д305 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. На момент начала каждого этапа перегрузки персонал на основании выполненных расчетно-экспериментальных оценок должен иметь информацию о возможном изменении подкритичности ИР в процессе перегрузки и по результатам выполнения предстоящих работ.

Д306 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Исходя из конструктивных особенностей ИР, перегрузка активной зоны должна проводиться при введенных РО АЗ и обеспечении подкритичности не менее 2 % на момент начала перегрузки, в процессе перегрузки и после завершения перегрузки или при взведенных РО АЗ и обеспечении подкритичности не менее 1 % на момент начала перегрузки, в процессе перегрузки и после завершения перегрузки.

Д307 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. В реакторах, где требуемая подкритичность при перегрузке обеспечивается раствором жидкого поглотителя, должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, исключающие поступление теплоносителя без поглотителя в реактор и в первый контур при перегрузке ИР.

Д308 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Если отсутствуют экспериментальные данные, подтверждающие соответствие реактора требованиям пункта 138 настоящих Правил, то программа перегрузки (инструкция по перегрузке) должна предусматривать экспериментальную оценку подкритичности реактора в процессе перегрузки.

Д309 · V. Требования к обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора

. Проверка подкритичности при перегрузке ИР проводится также в случае, если показания приборов контроля плотности потока нейтронов не подтверждают ожидаемое состояние реактора. Последующие работы по перегрузке следует проводить по уточненной программе работ и письменному разрешению главного инженера (начальника) ИР.

Д310 · VI. Обращение с ядерными материалами

. ЯМ ИР должны храниться в помещениях, определенных проектом РУ и удовлетворяющих требованиям действующих федеральных норм и правил, устанавливающих требования к обеспечению безопасности при обращении с ЯМ на объектах использования атомной энергии.

Д311 · VI. Обращение с ядерными материалами

. Все работы с ЯМ на ИР должны проводиться не менее чем двумя работниками.

Д312 · VI. Обращение с ядерными материалами

. При хранении ядерных материалов во временных и постоянных хранилищах должно быть обеспечено фиксированное размещение тепловыделяющих элементов, тепловыделяющих сборок, контейнеров с ядерными материалами, исключающее возможность их несанкционированного перемещения. Значение Кэфф для хранилища не должно превышать 0,95 при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии (в том числе, связанные с поступлением воды в хранилище).

Д313 · VI. Обращение с ядерными материалами

. Временные хранилища ЯМ, размещенные в помещениях ИР, не должны оказывать влияния на нейтронно-физические характеристики реактора.

Д314 · VI. Обращение с ядерными материалами

. ИР, на котором по условиям экспериментов требуется проводить комплектацию и/или перекомплектацию тепловыделяющих сборок, а также загрузку ЯМ в экспериментальные устройства и их разгрузку, должен быть оборудован соответствующими рабочими местами для безопасного выполнения этих работ.

Д315 · VI. Обращение с ядерными материалами

. Порядок проведения работ с ЯМ и меры по обеспечению ядерной безопасности как хранилищ ЯМ, так и мест комплектации и (или) перекомплектации тепловыделяющих сборок должны быть определены в инструкции по обеспечению ядерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании свежего и отработавшего ядерного топлива и должны соответствовать требованиям, установленным в федеральных нормах и правилах, определяющих безопасность обращения с ЯМ.

Д316 · VI. Обращение с ядерными материалами

ПРИЛОЖЕНИЕ № 1 к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов», утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору

Д317 · VI. Обращение с ядерными материалами

от «__» __________ 20__ г. №_____

АЗ · Перечень сокращений и обозначений

АЗ — аварийная защита

АР · Перечень сокращений и обозначений

АР — автоматический регулятор

ИР · Перечень сокращений и обозначений

ИР — исследовательский реактор

ИЯУ · Перечень сокращений и обозначений

ИЯУ — исследовательская ядерная установка

КР · Перечень сокращений и обозначений

КР — компенсатор реактивности (компенсирующий орган)

Кэфф · Перечень сокращений и обозначений

Кэфф — эффективный коэффициент размножения нейтронов

ООБ · Перечень сокращений и обозначений

ООБ — отчет по обоснованию безопасности

ОЯТ · Перечень сокращений и обозначений

ОЯТ — отработавшее ядерное топливо

РО · Перечень сокращений и обозначений

РО — рабочий орган

РР · Перечень сокращений и обозначений

РР — ручной регулятор

РУ · Перечень сокращений и обозначений

РУ — реакторная установка

СУЗ · Перечень сокращений и обозначений

СУЗ — система управления и защиты

СЦР · Перечень сокращений и обозначений

СЦР — самоподдерживающаяся цепная реакция

ЭО · Перечень сокращений и обозначений

ЭО — эксплуатирующая организация

ЯМ · Перечень сокращений и обозначений

ЯМ — ядерные материалы

эфф · Перечень сокращений и обозначений

эфф — эффективная доля запаздывающих нейтронов

Д318 · Перечень сокращений и обозначений

ПРИЛОЖЕНИЕ № 2 к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов», утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору

Д319 · Перечень сокращений и обозначений

от «__» __________ 20__ г. №_____

Д320 · Термины и определения

В настоящих Правилах используются следующие термины и определения.

Безопасный ход кривой обратного счета · Термины и определения

Безопасный ход кривой обратного счета – вид кривой обратного счета, при котором занижается экстраполированное, соответствующее критическому состоянию размножающей системы значение параметра, используемого для достижения критического состояния.

Д321 · Термины и определения

Взвод рабочих органов системы управления и защиты, а также других средств воздействия на реактивность – изменение положения (состояния) рабочих органов системы управления и защиты, а также других средств воздействия на реактивность, которое приводит к вводу положительной реактивности.

Д322 · Термины и определения

Загрузочные устройства исследовательского реактора – транспортно-технологическое оборудование, механизмы и устройства, используемые для загрузки (перегрузки) в активную зону реактора ядерного топлива и установки (извлечения) экспериментальных устройств.

Канал контроля · Термины и определения

Канал контроля – совокупность датчика (датчиков), линии передачи и средств обработки сигнала и отображения информации, предназначенная для обеспечения контроля параметра.

Каналы контроля независимые · Термины и определения

Каналы контроля независимые – каналы контроля, которые не имеют общих (объединенных) элементов и отказ одного из которых не ведет к отказу другого.

Д323 · Термины и определения

Кривая обратного счета размножающей системы – зависимость обратного умножения системы от параметра, изменяющего ее размножающие свойства.

Д324 · Термины и определения

Запас реактивности исследовательского реактора – положительная реактивность, которая может быть реализована в исследовательском реакторе при взводе на максимальную эффективность всех рабочих органов системы управления и защиты, а также других средств воздействия на реактивность, включая перемещаемые дистанционно экспериментальные устройства.

Максимально разрешенная мощность · Термины и определения

Максимально разрешенная мощность – не превышающая номинальную проектную мощность максимальная мощность, на которой допускается работа ИР в силу имеющихся ограничений, включая ограничения, установленные по результатам энергетического пуска, ограничения в условиях действия лицензии.

Останов исследовательского реактора · Термины и определения

Останов исследовательского реактора – перевод исследовательского реактора с помощью рабочих органов системы управления и защиты, а также других систем останова из критического (надкритического) состояния в подкритическое и эксплуатация исследовательского реактора в подкритическом состоянии.

Д325 · Термины и определения

Останов исследовательского реактора аварийный – перевод реактора из критического (надкритического) состояния в подкритическое вследствие срабатывания аварийной защиты.

Д326 · Термины и определения

Останов исследовательского реактора плановый – перевод реактора из критического (надкритического) состояния в подкритическое с помощью рабочих органов ручного регулирования реактивности и компенсаторов реактивности с последующим или одновременным введением рабочих органов аварийной защиты.

Перегрузка активной зоны (перегрузка) · Термины и определения

Перегрузка активной зоны (перегрузка) – ядерно опасные работы на ИР по заливу (сливу) растворного ядерного топлива, загрузке, извлечению и перемещению тепловыделяющих сборок, элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов, средств воздействия на реактивность и других элементов, влияющих на реактивность, в целях их ремонта, замены или демонтажа.

Пусконаладочные работы · Термины и определения

Пусконаладочные работы – этап ввода РУ в эксплуатацию, при котором проверяется работоспособность и соответствие проекту каждой из систем РУ в отдельности и проводится комплексная проверка систем при их взаимодействии.

Д327 · Термины и определения

Рабочий орган системы управления и защиты – используемое в системе управления и защиты средство воздействия на реактивность, изменением положения (состояния) которого обеспечивается изменение реактивности.

Д328 · Термины и определения

По функциональному назначению РО СУЗ подразделяются на рабочие органы аварийной защиты (РО AЗ), рабочие органы ручного регулирования реактивности (РО РР), рабочие органы автоматического регулирования реактивности (РО АР) и рабочие органы компенсаторов реактивности (РО КР).

Средства воздействия на реактивность · Термины и определения

Средства воздействия на реактивность – рабочие органы СУЗ, загрузочные, экспериментальные и другие устройства, перемещение или изменение состояния которых приводит к изменению реактивности ИР.

Д329 · Термины и определения

Шаговое перемещение средств воздействия на реактивность – чередование уменьшения подкритичности реактора и последующей временной паузы, достаточной для стабилизации мощности на уровне, соответствующем новому уровню подкритичности. Каждый шаг изменения подкритичности должен инициироваться оператором.

Д330 · Термины и определения

Экспериментальные устройства исследовательского реактора – оборудование и устройства исследовательского реактора, предназначенные для проведения экспериментальных исследований на реакторе, включая петлевые каналы, нейтронные ловушки, каналы для выведения излучения, каналы для облучения образцов, а также испытываемые изделия и приспособления для их размещения.

Д331 · Термины и определения

Ядерная безопасность исследовательского реактора – свойство ИР предотвращать ядерные аварии и ограничивать их последствия.

Д332 · Термины и определения

ПРИЛОЖЕНИЕ № 3 к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов», утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору

Д333 · Термины и определения

от «__» __________ 20__ г. №_____

Д334 · Термины и определения

(рекомендуемый образец)

Д335 · Термины и определения

Паспорт исследовательского реактора

1 · Термины и определения

Тип, название ИР

2 · Термины и определения

Назначение

3 · Термины и определения

Место размещения

4 · Термины и определения

Эксплуатирующая организация

5 · Термины и определения

Разработчики проекта

6 · Термины и определения

Головная конструкторская организация

7 · Термины и определения

Головная проектная организация

8 · Термины и определения

Головная научная организация.

9 · Термины и определения

Дата ввода в эксплуатацию ИР

10 · Термины и определения

Назначенный срок эксплуатации, лет.

11 · Термины и определения

Основные параметры ИР: номинальная проектная мощность, МВт максимально разрешенная мощность, МВт форма и размеры активной зоны, мм тип тепловыделяющих сборок ядерное топливо (нуклидный состав, обогащение, %) замедлитель отражатель теплоноситель

12 · Термины и определения

Основные нейтронно-физические характеристики ИР: запас реактивности, эфф время жизни мгновенных нейтронов, с. эффективная доля запаздывающих нейтронов мощностной коэффициент реактивности, эфф/МВт температурный коэффициент реактивности, эфф/°С

13 · Термины и определения

Система аварийного охлаждения ИР

14 · Термины и определения

Характеристики РО СУЗ Функцио- нальное назначение РО СУЗ Количество групп РО, шт. Количество РО в группе, шт. Диапазон изменения эффективности группы, эфф Скорость увеличения реактивности при взводе, эфф/с. Время ввода РО СУЗ в активную зону по сигналу АЗ, с. АЗ АР РР КР

15 · Термины и определения

Аварийная защита по плотности потока нейтронов (количество каналов и тип приборов)

16 · Термины и определения

Аварийная защита по периоду увеличения плотности потока нейтронов (количество каналов и тип приборов)

17 · Термины и определения

Каналы контроля плотности потока нейтронов (количество каналов и тип приборов)

18 · Термины и определения

Каналы контроля периода увеличения плотности потока нейтронов (количество каналов и тип приборов)

19 · Термины и определения

Дополнительные системы воздействия на реактивность и их эффективность (тип, время срабатывания, эффективность)

20 · Термины и определения

Экспериментальные устройства и вносимая ими реактивность, эфф

21 · Термины и определения

Дополнительные сведения

22 · Термины и определения

Паспорт составлен на основании "____" ___________ _____г. Руководитель эксплуатирующей организации М. П. (при наличии) ________________(Ф. И. О.) подпись ПРИЛОЖЕНИЕ № 4 к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии «Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов», утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от «__» __________ 20__ г. №_____ Рекомендуемый перечень документации исследовательского реактора, касающейся обеспечения ядерной безопасности 1. Перечень действующих на ИР нормативных документов в области использования атомной энергии. 2. Технический проект и другая техническая документация ИР, включая описания, паспорта, чертежи, схемы и протоколы испытаний систем и элементов, важных для безопасности. 3. Перечень действующих на ИР положений и инструкций с указанием срока их действия. 4. Отчет по обоснованию безопасности ИР. 5. Технологический регламент РУ. 6. Руководство (инструкция) по эксплуатации ИР. 7. Инструкция по эксплуатации экспериментальных устройств. 8. Инструкции по эксплуатации систем ИР. 9. Программа экспериментальных исследований на ИР. 10. План мероприятий (инструкция) по защите работников (персонала) в случае аварии на ИР. 11. Должностные инструкции персонала ИР. 12. Приказы (выписки из приказов) о назначении эксплуатационного персонала ИР. 13. Журнал указаний и распоряжений главного инженера (начальника) ИР (РУ). 14. Журнал учета отказов и вывода в ремонт систем и оборудования, важных для безопасности. 15. Оперативная документация (оперативный журнал смены, журнал распоряжений, журналы картограмм загрузки активной зоны). 16. Общая и частные программы обеспечения качества для ИР. 17. Отчет по результатам физического пуска ИР. 18. Методики проведения экспериментов в процессе физического пуска ИР. 19. Отчет по результатам энергетического пуска ИР. 20. Паспорт ИР. 21. Программа управления ресурсом систем и элементов, важных для безопасности. 22. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании свежего и отработавшего ядерного топлива.  Разработаны в ФБУ «НТЦ ЯРБ» при участии А. М. Киркина, А. В. Курындина (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Д. Н. Полякова, А. И. Сапожникова (Ростехнадзор) и др. При разработке учтены предложения и замечания Госкорпорации «Росатом», АО «ГНЦ НИИАР», АО «НИКИЭТ», АО «ОКБМ Африкантов», НИЯУ «МИФИ», НИЦ «Курчатовский институт», ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», АО «ИРМ», АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», ФГБУ ПИЯФ им. Б. П. Константинова, МТУ ЯРБ Ростехнадзора после их обсуждения на совещаниях и выработки согласованных решений.