Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

1.1.1 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.1. Назначение и область применения

Настоящие федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» (далее – ОПБ ИЯУ) разработаны в соответствии с Федеральным законом от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, № 48, ст. 4552; 1997, № 7,ст. 808; 2001, № 29, ст. 2949; 2002, № 1, ст. 2; № 13, ст. 1180; 2003, № 46, ст. 4436; 2004, № 35, ст. 3607; 2006, № 52, ст. 5498; 2007, № 7, ст. 834; № 49, ст. 6079; 2008, № 29, ст. 3418; № 30, ст. 3616; 2009, № 1, ст. 17; № 52, ст. 6450).

1.1.2 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.1. Назначение и область применения

ОПБ ИЯУ устанавливают: 1) основные термины и определения, касающиеся безопасности исследовательских ядерных установок; 2) цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок; 3) общие требования к обеспечению безопасности исследовательских ядерных установок различного типа, а также специфические требования к реакторным установкам, критическим и подкритическим стендам, подкритическим электроядерным установкам как к источникам возможного радиационного воздействия на работников (персонал), население и окружающую среду.

1.1.3 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.1. Назначение и область применения

Требования ОПБ ИЯУ распространяются на проектируемые, сооружаемые, эксплуатируемые и выводимые из эксплуатации исследовательские ядерные установки.

1.1.4 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.1. Назначение и область применения

Используемые сокращения приведены в приложении № 1, термины и определения – в приложении № 2 к ОПБ ИЯУ.

1.2.1 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

Целью обеспечения безопасности ИЯУ является ограничение радиационного воздействия ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

1.2.2 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

ИЯУ удовлетворяет требованиям безопасности, если ее радиационное воздействие на работников (персонал), население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не приводит к превышению установленных доз облучения работников (персонала) и населения, нормативов по выбросам (сбросам) и содержанию РВ в окружающей среде, а также ограничивается при запроектных авариях.

1.2.3 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

Безопасность ИЯУ должна обеспечиваться за счет реализации принципа глубокоэшелонированной защиты, основанного на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения, ядерных материалов и РВ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по сохранению эффективности физических барьеров, а также по защите работников (персонала), населения и окружающей среды от радиационного воздействия ИЯУ.

1.2.4 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

Количество и назначение физических барьеров ИЯУ определяются проектом ИЯУ. Достаточность используемых на ИЯУ физических барьеров, технических и организационных мер глубокоэшелонированной защиты должна быть обоснована в проекте ИЯУ и представлена в ООБ ИЯУ.

1.2.5 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

Система технических и организационных мер глубокоэшелонированной защиты должна учитывать возможное радиационное воздействие ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду и образовывать следующие пять уровней. Первый уровень – условия размещения ИЯУ, качество проекта ИЯУ и предотвращение нарушения нормальной эксплуатации: 1) оценка и выбор района и площадки, пригодных для размещения ИЯУ; 2) разработка проекта на основе консервативного подхода с максимальным использованием свойств внутренней самозащищенности; 3) использование верифицированных и аттестованных программ и методик расчета активной зоны, систем и оборудования ИЯУ, проведение экспериментальных обоснований основных проектных решений; 4) обеспечение качества систем (элементов) ИЯУ и выполняемых работ при разработке проекта, изготовлении, монтаже и наладке оборудования; 5) обеспечение необходимого уровня квалификации работников (персонала); 6) эксплуатация ИЯУ в соответствии с требованиями технологического регламента РУ и руководства по эксплуатации ИЯУ; 7) поддержание в работоспособном состоянии систем (элементов), важных для безопасности, замена отказавшего и выработавшего свой ресурс оборудования или продление его ресурса в установленном порядке. Второй уровень – предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации: 1) выявление отклонений от нормальной эксплуатации ИЯУ и их устранение; 2) управление при эксплуатации с отклонениями. Третий уровень – предотвращение проектных и запроектных аварий СБ: 1) предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий – в запроектные; 2) ослабление и ликвидация последствий аварий путем использования ЛСБ. Четвертый уровень – управление запроектными авариями: 1) предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий; 2) перевод ИЯУ в контролируемое состояние. Пятый уровень – противоаварийное планирование: 1) подготовка и реализация планов противоаварийных мероприятий.

1.2.6 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

Принцип глубокоэшелонированной защиты должен выполняться на всех этапах деятельности, связанных с обеспечением безопасности ИЯУ. Приоритетной при этом является стратегия предотвращения неблагоприятных событий, особенно для первого и второго уровней.

1.2.7 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

Технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности ИЯУ, должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации и соответствовать требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии. Такой подход должен применяться при проектировании, разработке и изготовлении оборудования, сооружении, эксплуатации, реконструкции, модернизации и выводе из эксплуатации ИЯУ.

1.2.8 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

Все работы, влияющие на безопасность ИЯУ, должны сопровождаться деятельностью по обеспечению качества, при этом ЭО должна организовать разработку и выполнение общей программы обеспечения качества на ИЯУ и контролировать обеспечение качества деятельности организаций, выполняющих работы и (или) предоставляющих услуги для ЭО.

1.2.9 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

В ЭО и организациях, выполняющих работы и (или) предоставляющих услуги для ЭО, должна формироваться и поддерживаться культура безопасности путем подбора, обучения и подготовки работников (персонала) в каждой сфере деятельности, влияющей на безопасность, установления и строгого соблюдения дисциплины при четком распределении персональной ответственности руководителей и исполнителей, разработки и строгого соблюдения требований инструкций по выполнению работ и их периодической корректировке с учетом накапливаемого опыта.

1.2.10 · I. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ — 1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

ЭО обеспечивает безопасность ИЯУ, в том числе разрабатывает меры по предотвращению аварий и уменьшению их последствий, учету, контролю и физической защите ядерных материалов, РВ и РАО, радиационному контролю за состоянием окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения. ЭО несет полную ответственность за безопасность ИЯУ, при этом обеспечивает техническую безопасность при эксплуатации сосудов, работающих под давлением, подъемно-транспортного и электрического оборудования, сложных технических устройств, при выполнении электромонтажных и строительно-монтажных работ, предупреждает аварии, сопровождающиеся пожарами, взрывами.

2.1 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Системы и элементы ИЯУ, включая экспериментальные устройства, различаются по: 1) назначению; 2) влиянию на безопасность; 3) характеру выполняемых ими функций безопасности.

2.2 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Системы и элементы ИЯУ по назначению разделяются на: 1) системы и элементы нормальной эксплуатации; 2) системы и элементы безопасности.

2.3 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Системы и элементы ИЯУ по влиянию на безопасность разделяются на: 1) важные для безопасности; 2) не влияющие на безопасность.

2.4 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Системы и элементы безопасности по характеру выполняемых ими функций безопасности разделяются на: 1) защитные; 2) локализующие; 3) обеспечивающие; 4) управляющие.

2.5 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Элементы ИЯУ подразделяются на четыре класса безопасности. Класс безопасности 1. К классу безопасности 1 относятся элементы ИЯУ, отказы которых являются исходными событиями запроектных аварий, приводящими при проектном функционировании СБ к повреждению ядерного топлива и других элементов ИЯУ с превышением установленных для проектных аварий пределов. Класс безопасности 2. К классу безопасности 2 относятся следующие элементы ИЯУ: 1) элементы, отказы которых являются исходными событиями, приводящими к повреждению ядерного топлива и других элементов активной зоны ИЯУ, а также первого контура реактора в пределах, установленных для проектных аварий, при проектном функционировании СБ с учетом нормируемого для проектных аварий количества отказов в них; 2) элементы СБ, отказы которых приводят к невыполнению соответствующими системами своих функций. Класс безопасности 3. К классу безопасности 3 относятся элементы: 1) СВБ, не вошедшие в классы безопасности 1 и 2; 2) содержащие РВ, выход которых в помещения и окружающую среду при отказах этих элементов превышает уровни радиационного воздействия на работников (персонал), население и окружающую среду, установленные для условий нормальной эксплуатации; 3) выполняющие функции радиационного контроля и радиационной защиты работников (персонала) и населения. Класс безопасности 4. К классу безопасности 4 относятся элементы нормальной эксплуатации ИЯУ, не влияющие на безопасность и не вошедшие в классы безопасности 1, 2, 3. Элементы, используемые для управления аварией и не вошедшие в классы безопасности 1, 2, 3, также относятся к классу безопасности 4.

2.6 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Если какой-либо элемент одновременно содержит признаки разных классов безопасности, то он должен быть отнесен к более высокому классу.

2.7 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Участки систем, разделяющие элементы разных классов безопасности, должны быть отнесены к более высокому классу.

2.8 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Класс безопасности является обязательным признаком при формировании других классификаций элементов ИЯУ, устанавливаемых в нормативных документах. Другие признаки этих классификаций устанавливаются в соответствии с комплексом нормируемых характеристик элементов ИЯУ.

2.9 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Классы безопасности элементов ИЯУ определяются в проекте в соответствии с требованиями ОПБ ИЯУ.

2.10 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Требования к качеству элементов ИЯУ, отнесенных к классам безопасности 1, 2, 3, и требования к его обеспечению устанавливаются федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии, регламентирующими устройство и эксплуатацию элементов ИЯУ. При этом более высокому классу безопасности должны соответствовать более высокие требования к качеству и его обеспечению, приведенные в указанных документах. К элементам, отнесенным к классу безопасности 4, предъявляются требования общепромышленных нормативно-технических документов.

2.11 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Принадлежность элементов к классам безопасности 1, 2, 3 и распространение на них требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии должны указываться в документации на разработку, изготовление и поставку систем и элементов ИЯУ.

2.12 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Классификационное обозначение отражает принадлежность элемента к классам безопасности 1, 2, 3.

2.13 · II. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Классификационное обозначение дополняется следующим символом, отражающим назначение элемента и характер выполняемых им функций безопасности: Н – элемент нормальной эксплуатации; З – защитный элемент; Л – локализующий элемент; О – обеспечивающий элемент; У – элемент УСБ. Если элемент имеет несколько назначений, то все они входят в его обозначение. Примеры классификационного обозначения: 2Н, 2З, 2НЗ.

3.1.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.1. Общие требования

В составе проекта ИЯУ должны быть предусмотрены: 1) системы нормальной эксплуатации и СБ, состав и техническое исполнение которых должны учитывать специфику ИЯУ и соответствовать требованиям ОПБ ИЯУ; 2) участок (помещение) для постоянного и (или) временного хранения ядерных материалов, хранения и подготовки к использованию на ИЯУ экспериментальных устройств; 3) транспортно-технологическая схема и технические средства для загрузки (перегрузки) ядерных материалов в активную зону, а также для безопасного хранения и вывоза ядерных материалов с площадки ИЯУ; 4) хранилища или специально оборудованные места (площадки) для безопасного хранения РАО; 5) методы и технические средства сбора, переработки, кондиционирования и хранения РАО; 6) технические средства для транспортирования РАО по территории площадки ИЯУ и на захоронение; 7) системы очистки выбрасываемого в окружающую среду воздуха и сбрасываемой воды от содержащихся в них РВ; 8) технические средства и организационные меры по защите от несанкционированного доступа к СВБ и информации о параметрах, важных для безопасности; 9) технологии дезактивации, фрагментации и демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации ИЯУ; 10) технические методы и средства взрывозащиты и противопожарной защиты оборудования и помещений ИЯУ, в том числе: 1.использование несгораемых и (или) трудносгораемых конструкционных материалов; 2.ограничение использования пожаровзрывоопасных материалов; 3.применение материалов, не вызывающих при соударении искр, способных инициировать взрыв взрывоопасной среды; 4.применение пожаровзрывозащищенного электрооборудования; 5.использование кабелей в пожаростойком исполнении в системах, при эксплуатации которых возможны возгорания и пожары. 11) номенклатура, объем и места хранения средств индивидуальной защиты, медикаментов, приборов радиационного и дозиметрического контроля, оборудования для проведения аварийно-восстановительных работ на ИЯУ; 12) автономные средства, обеспечивающие регистрацию и хранение информации, необходимой для расследования аварий, при этом указанные средства должны быть защищены от несанкционированного доступа и сохранять работоспособность в условиях проектных и запроектных аварий; 13) мероприятия на случай стихийных бедствий, внутренних и внешних воздействий, включая пожары и аварии на ИЯУ; 14) отдельный раздел, содержащий анализ уязвимости ИЯУ и обоснование достаточности принятых в проекте ИЯУ мер по обеспечению физической защиты ИЯУ.

3.1.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.1. Общие требования

В проекте ИЯУ должно отдаваться предпочтение системам (элементам), устройство которых основано на пассивном принципе действия и свойствах внутренней самозащищенности.

3.1.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.1. Общие требования

Проектом ИЯУ должна быть предусмотрена возможность прямой и полной проверки СВБ на соответствие проектным показателям при вводе в эксплуатацию, после ремонта и периодически в течение всего срока службы ИЯУ, а в случае отсутствия такой возможности - косвенной и (или) частичной проверки с обоснованной периодичностью. При эксплуатации техническое обслуживание, проверки СБ и важных для безопасности элементов нормальной эксплуатации должны проводиться при соблюдении условий и пределов безопасной эксплуатации, установленных в проекте и представленных в ООБ ИЯУ. Периодичность и допустимое время технического обслуживания и проверок должны быть обоснованы в проекте ИЯУ.

3.1.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.1. Общие требования

В проекте ИЯУ должны быть рассмотрены и обоснованы меры по защите систем (элементов) от отказов по общей причине.

3.1.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.1. Общие требования

Проект ИЯУ должен предусматривать использование технических решений, исключающих ошибки работников (персонала) или ослабляющих их последствия, в том числе при техническом обслуживании СВБ ИЯУ.

3.1.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.1. Общие требования

Отсутствие в составе проектов РУ, КС, ПКС или ПЭЯУ отдельных технических средств, систем и оборудования, предусмотренных ОПБ ИЯУ, должно быть обосновано в ООБ ИЯУ с учетом результатов анализа возможного радиационного воздействия ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду.

3.1.7 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.1. Общие требования

В проекте ИЯУ должны быть определены: 1) нейтронно-физические, теплогидравлические и другие характеристики ИЯУ, важные для безопасности ИЯУ; 2) режимы эксплуатации ИЯУ, эксплуатационные пределы, условия и пределы безопасной эксплуатации ИЯУ с учетом всех контролируемых нейтронно-физических, теплогидравлических и других характеристик, влияющих на безопасность; 3) перечень ядерно-опасных работ на ИЯУ и меры по обеспечению безопасности при их проведении; 4) условия и периодичность проверок нейтронно-физических характеристик ИЯУ на соответствие ее проекту; 5) показатели надежности систем нормальной эксплуатации ИЯУ, СВБ и их элементов, отнесенных к классам безопасности 1 и 2, а также СБ и их элементов; 6) перечень строительных конструкций, оборудования, средств автоматизации и других систем (элементов) ИЯУ, которые должны быть сертифицированы в установленном порядке; 7) классификация помещений ИЯУ по взрывопожарной и пожарной безопасности; 8) условия, объем и периодичность технического обслуживания и проверок СВБ ИЯУ; 9) условия срабатывания СБ ИЯУ и уровни внешних воздействий, превышение которых требует быстрого останова исследовательского реактора (сброса мощности) и (или) перевода исследовательского реактора в подкритическое состояние; 10) перечень исходных событий для проектных аварий и перечень запроектных аварий, оценка вероятности возникновения аварий и путей их протекания; 11) вероятность предельно допустимого аварийного выброса ИЯУ; 12) дозовая квота ИЯУ, учитывающая специфику района размещения ИЯУ; 13) срок эксплуатации ИЯУ, ресурс работы оборудования и критерии для принятия решения о его замене.

3.1.8 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.1. Общие требования

В проекте ИЯУ и в ООБ ИЯУ должны быть обоснованы: 1) безопасность ИЯУ при любом исходном событии для проектных аварий на ИЯУ с наложением, в соответствии с принципом единичного отказа, одного независимого от исходного события отказа активного элемента или пассивного элемента СБ, имеющего механические движущиеся части, или одной независимой от исходного события ошибки работников (персонала); 2) частота предельного аварийного выброса на ИЯУ, требующего принятия решений о защите населения, не превышающая 10-7 1/год для одной ИЯУ; 3) отсутствие радиационного воздействия КС за пределами санитарно-защитной зоны при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и возможных авариях; 4) отсутствие радиационного воздействия ПКС за пределами помещений подкритической сборки при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

3.2.1.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.1. Активная зона и отражатель исследовательской ядерной установки

Активная зона и отражатель ИЯУ должны быть спроектированы так, чтобы обеспечивалась порционная загрузка (перегрузка) ядерных материалов и ИЯУ могла быть приведена в подкритическое состояние при всех режимах эксплуатации и проектных авариях.

3.2.1.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.1. Активная зона и отражатель исследовательской ядерной установки

Конструкция активной зоны и отражателя ИЯУ должна исключать непредусмотренные изменения их геометрии и состава.

3.2.1.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.1. Активная зона и отражатель исследовательской ядерной установки

Материалы для твэлов, тепловыделяющих сборок, других элементов активной зоны, отражателя и рабочих органов СУЗ должны выбираться с учетом изменения их теплотехнических, механических и физико-химических характеристик в процессе его эксплуатации.

3.2.1.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.1. Активная зона и отражатель исследовательской ядерной установки

Используемые в составе активной зоны ядерные материалы, конструкция активной зоны и отражателя ИЯУ не должны допускать образования вторичных критических масс при запроектных авариях, сопровождающихся разрушением ИЯУ.

3.2.1.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.1. Активная зона и отражатель исследовательской ядерной установки

Мощностной коэффициент реактивности, коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя и ядерных материалов активной зоны РУ и ПЭЯУ не должны быть положительными во всем диапазоне изменения параметров РУ и ПЭЯУ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

3.2.1.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.1. Активная зона и отражатель исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должны быть установлены эксплуатационные пределы повреждения твэлов или уровни радиоактивности теплоносителя первого контура ИЯУ.

3.2.1.7 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.1. Активная зона и отражатель исследовательской ядерной установки

Деформация элементов активной зоны при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не должна приводить к ухудшению условий теплоотвода и превышению максимально допустимой температуры элементов активной зоны.

3.2.1.8 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.1. Активная зона и отражатель исследовательской ядерной установки

Активная зона и отражатель исследовательского реактора должны обладать такими нейтронно-физическими характеристиками, при которых любые изменения реактивности, возникающие при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не приведут к повреждению элементов активной зоны и изделий, размещенных в экспериментальной петле, сверх установленных пределов или к превышению установленного уровня радиоактивности теплоносителя.

3.2.2.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.2. Первый контур исследовательской ядерной установки

Конструкция первого контура ИЯУ должна обеспечивать теплоотвод от активной зоны, исключающий температурные режимы элементов активной зоны, экспериментальных устройств и теплоносителя, нарушающие пределы по температуре и скорости ее изменения, установленные проектом ИЯУ для нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

3.2.2.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.2. Первый контур исследовательской ядерной установки

При выборе материалов и определении срока службы первого контура ИЯУ должны учитываться коррозионно-химические, нейтронно-физические, радиационные, тепловые, гидравлические и другие воздействия, возможные при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

3.2.2.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.2. Первый контур исследовательской ядерной установки

Системы и элементы первого контура ИЯУ должны выдерживать статические и динамические нагрузки и температурные воздействия при проектных авариях.

3.2.2.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.2. Первый контур исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должны быть определены требования к химическому составу теплоносителя, а также требования к средствам, обеспечивающим очистку теплоносителя от радиоактивных продуктов деления и коррозии.

3.2.2.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.2. Первый контур исследовательской ядерной установки

Конструкция и компоновка первого контура ИЯУ должны исключать возможность непреднамеренного дренирования теплоносителя из активной зоны и экспериментальных петель.

3.2.2.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.2. Первый контур исследовательской ядерной установки

При компоновке оборудования и выборе геометрии первого контура ИЯУ необходимо стремиться к развитию естественной циркуляции и обеспечению ее эффективности, достаточной для предотвращения повреждения твэлов и других элементов активной зоны сверх установленных проектом ИЯУ пределов при потере принудительной циркуляции теплоносителя.

3.2.2.7 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.2. Первый контур исследовательской ядерной установки

В первом контуре ИЯУ с жидкометаллическим теплоносителем и с раствором ядерных материалов должны отсутствовать недренируемые застойные зоны.

3.2.2.8 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.2. Первый контур исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ с раствором ядерных материалов должна быть предусмотрена возможность дезактивации первого контура в сборе.

3.2.2.9 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.2. Первый контур исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должны быть предусмотрены средства и методы, обеспечивающие: 1) контроль состояния основного металла и сварных соединений; 2) контроль герметичности первого контура; 3) контроль качества теплоносителя и очистки теплоносителя от продуктов деления и коррозии; 4) защиту от недопустимого повышения давления в первом контуре при предаварийных ситуациях и проектных авариях; 5) контроль и регистрацию параметров, необходимых для оценки остаточного ресурса элементов первого контура.

3.2.3.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.3. Управляющие системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки

Управляющие системы нормальной эксплуатации ИЯУ должны обеспечивать автоматизированное и (или) автоматическое управление технологическим оборудованием с целью достижения и поддержания в заданном диапазоне технических характеристик ИЯУ.

3.2.3.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.3. Управляющие системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки

В составе проекта ИЯУ должны быть предусмотрены средства и методы, обеспечивающие: 1) контроль плотности нейтронного потока во всех режимах эксплуатации, в том числе при загрузке (перегрузке) активной зоны ИЯУ; 2) управление ИЯУ, в том числе управление внешним источником нейтронов; вывод на заданный уровень мощности и поддержание мощности с заданной в проекте ИЯУ точностью; 3) диагностирование оборудования и средств автоматизации СВБ; 4) информационное обеспечение персонала пункта управления ИЯУ для управления авариями; 5) контроль выбросов и сбросов радионуклидов, а также радиационной обстановки в помещениях и на площадке ИЯУ; 6) контроль отсутствия утечки теплоносителя (замедлителя) исследовательского гетерогенного реактора, замедлителя критической сборки, раствора ядерных материалов гомогенного реактора; 7) контроль выполнения условий безопасного хранения ядерных материалов и радиационных источников.

3.2.3.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.3. Управляющие системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должны быть обоснованы и приведены перечни контролируемых параметров ИЯУ, перечни регулируемых параметров и управляющих сигналов, а также перечни параметров ИЯУ, по которым обеспечивается введение в действие СБ.

3.2.3.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.3. Управляющие системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки

В случае использования в составе СУЗ автоматического регулятора мощности, в проекте ИЯУ должен быть определен диапазон мощности, в пределах которого регулирование осуществляется автоматическим регулятором, установлены и обоснованы характеристики автоматического регулятора.

3.2.3.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.3. Управляющие системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки

Проект ИЯУ должен содержать анализы: 1) реакций управляющей системы нормальной эксплуатации на возможные отказы в системе и внешние воздействия; 2) надежности функционирования средств автоматизации и управляющей системы нормальной эксплуатации в целом; 3) технических мер, исключающих несанкционированные ввод положительной реактивности и блокировку сигналов на срабатывание СБ.

3.2.3.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.3. Управляющие системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки

Управляющая система нормальной эксплуатации ИЯУ должна вырабатывать на пультах (щитах) пункта управления световые и звуковые сигналы о нарушении эксплуатационных пределов, пределов и условий безопасной эксплуатации.

3.2.3.7 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.2. Системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки — 3.2.3. Управляющие системы нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки

Неисправность каналов контроля и управления управляющих систем нормальной эксплуатации ИЯУ должна приводить к срабатыванию сигнализации, информирующей работников (персонал) пункта управления о состоянии управляющей системы нормальной эксплуатации.

3.3.1.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.1. Общие требования

Проектом ИЯУ должны быть предусмотрены СБ, выполняющие следующие функции безопасности: 1) автоматический останов ИЯУ при нарушении пределов и условий безопасной эксплуатации и удержание ИЯУ в подкритическом состоянии как угодно долго; 2) аварийный отвод тепла из активной зоны исследовательского реактора; 3) удержание РВ в установленных границах при нормальной эксплуатации и проектных авариях и ограничение их распространения в окружающую среду в случае запроектных аварий на ИЯУ.

3.3.1.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.1. Общие требования

СБ ИЯУ должны быть способны выполнить функции безопасности в установленном проектом ИЯУ объеме с учетом воздействия природных явлений и внешних техногенных событий, характерных для района размещения ИЯУ, и возможных механических, тепловых, химических и прочих воздействий при проектных авариях.

3.3.1.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.1. Общие требования

СБ должны удовлетворять принципу единичного отказа.

3.3.1.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.1. Общие требования

При разработке СБ должны использоваться принципы безопасности, направленные на повышение надежности СБ, включая принципы безопасного отказа, резервирования, независимости, а также принцип разнообразия способов выполнения СБ своих функций. Использование принципов резервирования, независимости и разнообразия должно обеспечивать работоспособность СБ при любых единичных отказах.

3.3.1.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.1. Общие требования

СБ должны быть отделены от систем нормальной эксплуатации так, чтобы нарушение или вывод из работы любого элемента (канала) систем нормальной эксплуатации не влияли на способность СБ выполнять предъявляемые к ним требования обеспечения безопасности.

3.3.1.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.1. Общие требования

Многоцелевое использование СБ и их элементов должно быть обосновано. Совмещение функций не должно приводить к нарушению требований обеспечения безопасности и снижению установленной надежности систем (элементов).

3.3.1.7 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.1. Общие требования

СБ должны быть спроектированы таким образом, чтобы для возвращения в исходное состояние требовалось не менее двух последовательных действий оператора.

3.3.1.8 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.1. Общие требования

При проектировании СБ должны быть предусмотрены и обоснованы условия, объем и периодичность проверок работоспособности и испытаний СБ на соответствие проектным характеристикам.

3.3.1.9 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.1. Общие требования

Проектом должны быть предусмотрены мероприятия, исключающие возможность несанкционированного изменения в схемах, аппаратуре и алгоритмах СБ.

3.3.2.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

В проекте должен быть определен перечень проектных аварий, требующих использования ЗСБ, включая систему останова и систему аварийного отвода тепла, и должно быть показано соответствие ЗСБ предъявляемым к ним требованиям.

3.3.2.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Система останова исследовательского реактора и система останова критической сборки могут включать в себя подсистемы, одна или несколько из которых должны обеспечивать быстрый перевод в подкритическое состояние (аварийную защиту) исследовательского реактора или критической сборки.

3.3.2.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Система останова ИЯУ должна обеспечивать удержание ИЯУ в подкритическом состоянии в любых режимах нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

3.3.2.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Эффективность и быстродействие системы останова ИЯУ должны быть достаточны для ограничения энерговыделения в активной зоне уровнем, при котором не происходит повреждение твэлов сверх установленных пределов при нормальной эксплуатации или проектной аварии, и подавления положительной реактивности, возникающей в результате проявления любого эффекта реактивности или возможного сочетания эффектов реактивности при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

3.3.2.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Для подкритической сборки допускается отсутствие систем останова в случае, если при любых исходных событиях аварий и отказах по общей причине исключается достижение подкритической сборкой критического состояния.

3.3.2.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Перевод ИЯУ системой останова в подкритическое состояние не должен зависеть от наличия энергопитания.

3.3.2.7 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Кроме автоматического срабатывания системы останова должна быть предусмотрена возможность автоматизированного включения отдельных подсистем системы останова по инициативе персонала.

3.3.2.8 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Система аварийного отвода тепла из активной зоны исследовательского реактора должна предотвращать повреждение ядерного топлива и других элементов активной зоны при любом исходном событии, учитываемом проектом, в том числе при нарушении целостности границ первого контура.

3.3.2.9 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Для находящегося в подкритическом состоянии исследовательского реактора должны быть предусмотрены меры по предотвращению выхода в критическое состояние и превышения допустимого давления в системах контура теплоносителя при включении и работе системы аварийного отвода тепла из активной зоны.

3.3.2.10 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Срабатывание ЗСБ не должно приводить к отказам оборудования систем нормальной эксплуатации.

3.3.2.11 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.2. Защитные системы безопасности исследовательской ядерной установки

Проектом должна быть обеспечена работоспособность ЗСБ в экстремальных условиях (например пожар, затопление помещений).

3.3.3.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.3. Локализующие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Для предотвращения выхода РВ и ионизирующего излучения при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и авариях за установленные проектом границы на ИЯУ должны быть предусмотрены ЛСБ в виде герметичного помещения, емкостей, поддонов для хранения и проведения работ с РВ.

3.3.3.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.3. Локализующие системы безопасности исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должна быть обоснована степень допустимой негерметичности помещений ЛСБ и указаны способы ее достижения.

3.3.3.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.3. Локализующие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Соответствие фактической герметичности помещений ЛСБ проекту ИЯУ должно быть подтверждено до первой загрузки активной зоны ИЯУ ядерными материалами и проверяться периодически не менее одного раза в год.

3.3.3.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.3. Локализующие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Все пересекающие контур герметизации коммуникации, через которые при аварии возможен недопустимый выход РВ за границы помещений ЛСБ, должны быть оборудованы изолирующими элементами.

3.3.3.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.3. Локализующие системы безопасности исследовательской ядерной установки

При разработке ЛСБ должна быть рассмотрена необходимость использования в зоне локализации возможной аварии элементов ЛСБ, выполняющих следующие основные функции: 1. снижение давления; 2. отвод тепла; 3. снижение концентрации РВ;

4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.3. Локализующие системы безопасности исследовательской ядерной установки

контроль концентрации взрывоопасных газов;

5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.3. Локализующие системы безопасности исследовательской ядерной установки

поддержание концентрации взрывоопасных газов и аэрозолей ниже нижнего концентрационного предела распространения пламени. Применение (неприменение) этих или других функций устанавливается проектом ИЯУ и должно быть представлено в ООБ ИЯУ.

3.3.4.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

УСБ должны обеспечивать автоматическое и автоматизированное выполнение функций безопасности и вводить в действие ЗСБ при возникновении условий, предусмотренных проектом ИЯУ.

3.3.4.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Проектом ИЯУ может предусматриваться объединение измерительных каналов УСБ и управляющих систем нормальной эксплуатации, при этом должно быть доказано, что повреждение или отказ в управляющих системах нормальной эксплуатации не повлияют на способность УСБ выполнять функции безопасности.

3.3.4.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Каждая УСБ должна выполнять функции безопасности не менее чем по двум измерительным каналам своего технологического параметра во всем проектном диапазоне его изменения.

3.3.4.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Допустимость и условия вывода из работы одного из измерительных каналов УСБ должны быть обоснованы в проекте ИЯУ.

3.3.4.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Данные, полученные от средств регистрации УСБ, должны быть достаточными для выявления и фиксации: 1) исходного события, явившегося причиной нарушения эксплуатационных пределов или пределов безопасной эксплуатации ИЯУ, и времени его возникновения; 2 ) изменений технологических параметров в процессе развития аварий; 3) действий СБ; 4) действий работников (персонала) пункта управления.

3.3.4.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Проект ИЯУ должен сокращать возможность ложных срабатываний УСБ до минимума.

3.3.4.7 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Отказ в цепи автоматического включения не должен препятствовать автоматизированному включению СБ.

3.3.4.8 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Для УСБ должны предусматриваться: 1.непрерывная автоматическая диагностика работоспособности; 2.периодическая диагностика исправности каналов УСБ и диагностика систем (элементов) с пультов (щитов) пункта управления в соответствии с пунктом 3.1.3 ОПБ ИЯУ.

3.3.4.9 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Отказы технических и программных средств и повреждения УСБ должны приводить к появлению сигналов на пультах пункта управления и вызывать действия, направленные на обеспечение безопасности ИЯУ.

3.3.4.10 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Отказ элементов отображения, регистрации, информации и диагностики не должен влиять на выполнение УСБ своих защитных функций.

3.3.4.11 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Обоснование надежности УСБ в проекте ИЯУ должно проводиться с учетом требований к срабатыванию систем и с учетом возможных отказов по общей причине.

3.3.4.12 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.4. Управляющие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Для УСБ в проекте ИЯУ должен быть выполнен анализ в объеме, указанном в подпункте 3.2.3.5 ОПБ ИЯУ.

3.3.5.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.5. Обеспечивающие системы безопасности исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должны быть предусмотрены необходимые ОСБ, выполняющие функции энергоснабжения и снабжения СБ рабочей средой и создания требуемых условий их эксплуатации.

3.3.5.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.5. Обеспечивающие системы безопасности исследовательской ядерной установки

ОСБ должны иметь показатели надежности выполнения заданных функций, достаточные для того, чтобы в совокупности с показателями надежности СБ, которые они обеспечивают, достигалась необходимая надежность функционирования последних.

3.3.5.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.5. Обеспечивающие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Выполнение ОСБ функций, установленных в подпункте 3.3.5.1 ОПБ ИЯУ, должно иметь безусловный приоритет над действием внутренних защит элементов ОСБ, если это не приведет к более тяжелым последствиям аварий.

3.3.5.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.5. Обеспечивающие системы безопасности исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должны быть приведены и обоснованы категории электроприемников ИЯУ по надежности электроснабжения, максимально допустимый перерыв в электроснабжении, а также тип автономных источников питания системы аварийного электроснабжения.

3.3.5.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.5. Обеспечивающие системы безопасности исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должно быть показано, что аварийное электроснабжение обеспечивает выполнение функций безопасности при проектных и запроектных авариях на других СБ.

3.3.5.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.3. Системы безопасности исследовательской ядерной установки — 3.3.5. Обеспечивающие системы безопасности исследовательской ядерной установки

Проектом ИЯУ должны быть предусмотрены необходимые и достаточные средства для противопожарной защиты ИЯУ, в том числе средства обнаружения и тушения горения замедлителя и теплоносителя.

3.4.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

В составе проекта ИЯУ должен быть предусмотрен пункт управления, работники (персонал) которого осуществляют автоматизированное управление технологическим процессом, системами нормальной эксплуатации и СБ.

3.4.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

В пункте управления должны быть предусмотрены: 1) средства контроля уровня плотности нейтронного потока и скорости его изменения во всех режимах эксплуатации ИЯУ, включая операции по загрузке (перегрузке) ядерного топлива; 2) средства управления уровнем плотности нейтронного потока; 3) указатели положения рабочих органов СУЗ и средства контроля за состоянием систем останова; 4) системы информационной поддержки оператора, обеспечивающие представление работникам (персоналу) пункта управления информации о текущем состоянии ИЯУ, объем и качество которой должны быть достаточными для принятия оперативных обоснованных решений во всех режимах эксплуатации ИЯУ; 5) средства предупредительной и аварийной сигнализации.

3.4.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

Проектом ИЯУ должна быть обоснована достаточность мер по обеспечению нормальной деятельности работников (персонала) пункта управления во всех режимах эксплуатации ИЯУ и при проектных авариях.

3.4.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

Выбор и расположение приборов, дисплеев, ключей управления в пункте управления должны проводиться с учетом требований эргономики.

3.4.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

Для исследовательского реактора и критической сборки должно быть предусмотрено наличие резервного пункта управления, который используется в случае отсутствия возможности управления системами исследовательского реактора (критической сборки) из основного пункта управления.

3.4.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

Техническими мерами должна быть исключена возможность управления ИЯУ одновременно из основного и резервного пунктов управления.

3.4.7 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

Должны быть обеспечены живучесть и обитаемость резервного пункта управления и возможность выполнения из него следующих функций: 1) перевод исследовательского реактора (критической сборки) в подкритическое состояние; 2) аварийное расхолаживание исследовательского реактора в случаях, определенных проектом ИЯУ; 3) контроль состояния исследовательского реактора (критической сборки) и радиационной обстановки в процессе проведения мероприятий по ликвидации аварии.

3.4.8 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

Для критической сборки допускается отсутствие резервного пункта управления, если показана возможность выполнения из основного пункта управления функций, перечисленных в пункте 3.4.7 ОПБ ИЯУ, при нарушениях нормальной эксплуатации и при проектных авариях.

3.4.9 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

Отказы по общей причине не должны приводить к одновременному отказу цепей контроля и управления из основного пункта управления и из резервного пункта управления.

3.4.10 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.4. Пункт управления исследовательской ядерной установки

При техническом оснащении пункта управления и резервного пункта управления, а также при разработке управляющей системы нормальной эксплуатации и УСБ следует использовать блочно-модульное построение с целью обеспечения возможности их поэтапного совершенствования.

3.5.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.5. Экспериментальные устройства исследовательской ядерной установки

Проектом ИЯУ должны быть определены назначение, порядок монтажа (демонтажа) и условия безопасной эксплуатации экспериментальных устройств.

3.5.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.5. Экспериментальные устройства исследовательской ядерной установки

Экспериментальные устройства, отказ которых может служить исходным событием аварии, должны проектироваться с учетом требований, предъявляемых к СВБ ИЯУ.

3.5.3 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.5. Экспериментальные устройства исследовательской ядерной установки

Конструкция экспериментальных устройств должна исключать возможность непредусмотренного изменения реактивности при их монтаже (демонтаже) и эксплуатации.

3.5.4 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.5. Экспериментальные устройства исследовательской ядерной установки

Экспериментальные устройства должны иметь утвержденную ЭО техническую документацию, включая расчетную и, в необходимых случаях, экспериментальную оценку их влияния на реактивность, распределение полей энерговыделения в активной зоне и эффективность рабочих органов СУЗ ИЯУ.

3.5.5 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.5. Экспериментальные устройства исследовательской ядерной установки

Основные параметры экспериментальных устройств, влияющие на безопасность ИЯУ, должны быть выведены в основной пункт управления.

3.5.6 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.5. Экспериментальные устройства исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должно быть предусмотрено обеспечение радиационной безопасности работников (персонала), занятых обслуживанием экспериментальных устройств.

3.5.7 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.5. Экспериментальные устройства исследовательской ядерной установки

В проекте выбор и планировка помещений для горячей камеры, лаборатории активационных измерений и оснащение их оборудованием и техническими средствами, выбор маршрутов и разработка технологической оснастки для транспортирования облученных в экспериментальных устройствах изделий должны проводиться с позиции минимизации дозовых нагрузок на работников (персонал).

3.5.8 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.5. Экспериментальные устройства исследовательской ядерной установки

Обеспечение безопасности при эксплуатации экспериментальных устройств должно быть обосновано в ООБ ИЯУ.

3.5.9 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.5. Экспериментальные устройства исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должны быть учтены вопросы вывода экспериментальных устройств из эксплуатации.

3.6.1 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.6. Радиационная безопасность исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ с учетом возможного радиационного воздействия ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду, должен быть определен объем радиационного контроля на ИЯУ, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения при нормальной эксплуатации ИЯУ и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

3.6.2 · III. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 3.6. Радиационная безопасность исследовательской ядерной установки

В проекте ИЯУ должны предусматриваться технические средства, методы и способы, достаточные для: 1) выявления нарушений целостности физических барьеров; 2) контроля радиоактивных выбросов (сбросов) в окружающую среду (количества и радионуклидного состава); 3) обеспечения отбора проб парогазовой среды (газовой, воздушной) из помещений ИЯУ при нормальной эксплуатации и авариях; 4) определения, оценки и прогнозирования радиационной обстановки в помещениях ИЯУ, санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения; 5) определения, оценки и прогнозирования величин эквивалентных доз внешнего и внутреннего облучения работников (персонала) и всех лиц, находящихся в пределах санитарно-защитной зоны; 6) радиационного контроля работников (персонала), а также транспортных средств и материалов на границе площадки ИЯУ; 7) функционирования необходимой части системы радиационного контроля ИЯУ в условиях, создаваемых запроектной аварией с наиболее тяжелой радиационной обстановкой на ИЯУ; 8) прогнозирования радиационной обстановки на местности в процессе развития запроектной аварии ИЯУ; 9) регистрации и хранения информации, необходимой для расследования аварии.

4.1 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

Сооружение ИЯУ, изготовление и монтаж систем и оборудования ИЯУ должны выполняться в соответствии с рабочей документацией.

4.2 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

Строительные конструкции, оборудование, изделия и средства автоматизации, в том числе технические средства физической защиты, подлежащие обязательной сертификации, должны иметь сертификат соответствия.

4.3 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

Контроль качества и приемка выполненных работ и готовых элементов, систем и оборудования должны вестись в соответствии с требованиями нормативной и рабочей документации и программами обеспечения качества.

4.4 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

Цель организационных и технических мероприятий по вводу в эксплуатацию ИЯУ - проверка соответствия технических характеристик сооруженной ИЯУ характеристикам, установленным в проекте.

4.5 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

До ввода в эксплуатацию и при эксплуатации ИЯУ ЭО обязана: 1) разработать инструкцию по обеспечению радиационной безопасности и установить контрольные уровни; 2) получить санитарно-эпидемиологическое заключение, оформить паспорт ИЯУ и в установленные сроки пересматривать их; 3) обеспечить учет доз облучения работников (персонала), разработать и реализовать мероприятия по снижению доз облучения и численности облучаемых лиц; 4) организовать физическую защиту ИЯУ, учет и контроль ядерных материалов, РВ и РАО.

4.6 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

ЭО должна обеспечить разработку программы ввода ИЯУ в эксплуатацию, определяющей: 1) основные этапы работ по вводу в эксплуатацию ИЯУ; 2) исходное состояние ИЯУ до начала предстоящего этапа работ по вводу в эксплуатацию ИЯУ; 3) состав и требования к документации, необходимой на каждом из этапов ввода в эксплуатацию ИЯУ.

4.7 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

Программа ввода в эксплуатацию КС и ПКС должна предусматривать последовательную реализацию этапа пусконаладочных работ и этапа физического пуска.

4.8 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

На этапе пусконаладочных работ должны проверяться работоспособность и соответствие проекту каждой из систем ИЯУ в отдельности и проводиться комплексная проверка систем при их взаимодействии.

4.9 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

На этапе физического пуска, включающего загрузку ядерных материалов в активную зону, должно проверяться соответствие нейтронно-физических характеристик ИЯУ ее проекту.

4.10 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

Для РУ и ПЭЯУ, кроме этапа пусконаладочных работ и физического пуска, ввод в эксплуатацию должен предусматривать этап энергетического пуска, где должны быть выполнены следующие основные работы: 1) исследование влияния мощности и температуры на отдельные нейтронно-физические характеристики, измеренные при физическом пуске; 2) исследование характеристик экспериментальных устройств (например, плотности нейтронного потока на выходе из экспериментальных каналов отражателя, плотности нейтронного потока в экспериментальном канале активной зоны); 3) измерение радиационной обстановки на площадке ИЯУ. Вывод РУ и ПЭЯУ на установленные в проекте ИЯУ номинальные параметры при энергетическом пуске следует проводить в несколько этапов, отличающихся мощностью, длительностью работы на мощности, параметрами импульса мощности для РУ с импульсным реактором.

4.11 · IV. СООРУЖЕНИЕ И ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

По результатам пусконаладочных работ, физического и энергетического пусков ИЯУ ЭО должна обеспечить внесение изменений в проектно-конструкторскую документацию, ООБ ИЯУ, технологический регламент РУ и ПЭЯУ и эксплуатационную документацию ИЯУ.

5.1.1 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

ЭО должна разработать организационную структуру, предусматривающую: 1) руководителя ИЯУ, который несет прямую ответственность за безопасность ИЯУ; 2) работников (персонал), обеспечивающих ведение технологического процесса на ИЯУ; 3) работников (персонал), обеспечивающих техническое обслуживание и ремонт оборудования и аппаратуры, поддержание оборудования и аппаратуры в исправном состоянии и замену в случае необходимости; 4) службу, обеспечивающую метрологическую аттестацию средств измерений; 5) службы, контролирующие состояние ядерной и радиационной безопасности, общепромышленной безопасности и пожарной безопасности; 6) работников (персонал), осуществляющих контроль разработки и выполнения программ обеспечения качества; 7) службу безопасности, обеспечивающую функционирование системы физической защиты ИЯУ.

5.1.2 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

ЭО должна обеспечивать, чтобы уровень квалификации и подготовки персонала ИЯУ был адекватен выполняемым функциям.

5.1.3 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

Обязанности, права и объем знаний для работников (персонала) и руководства ИЯУ должны быть определены в соответствующих положениях и должностных инструкциях.

5.1.4 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

ЭО должна определить порядок подготовки работников (персонала), включая программу обучения и прохождения стажировки, периодичность экзаменов и инструктажей, отработку практических навыков управления ИЯУ и эксплуатации экспериментальных устройств, отработку действий работников (персонала) в случае нарушения нормальной эксплуатации, предаварийных ситуаций и аварий. Программа обучения должна содержать раздел, посвященный формированию у работников (персонала) культуры безопасности.

5.1.5 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

ЭО должна обеспечить разработку ООБ ИЯУ, руководства по эксплуатации ИЯУ и технологического регламента РУ и ПЭЯУ, где должны быть приведены проектные пределы и условия безопасной эксплуатации, а также обеспечить выполнение эксплуатационных процедур, перечень которых приведен в приложении № 3 к ОПБ ИЯУ.

5.1.6 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

Руководство ИЯУ должно обеспечить разработку инструкции по эксплуатации систем, технологического оборудования и экспериментальных устройств ИЯУ, которые должны содержать конкретные указания работникам (персоналу) о способах ведения работ при нормальной эксплуатации ИЯУ и предаварийных ситуациях, определять их действия при проектных и запроектных авариях.

5.1.7 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

Порядок ведения и хранения эксплуатационной документации устанавливается с учетом требований к обеспечению качества, установленных в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии. Проект, исполнительная документация на изготовление оборудования ИЯУ, акты испытаний и исполнительная документация на техническое обслуживание и ремонт СБ и СВБ, отнесенных к классам безопасности 1 и 2, должны храниться в течение всего срока эксплуатации ИЯУ.

5.1.8 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

Имевшие место на ИЯУ нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации, включая аварии, должны расследоваться в соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии. ЭО должна разрабатывать и реализовывать мероприятия, предотвращающие повторение нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации по одним и тем же причинам.

5.1.9 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

ЭО должна обеспечивать сбор, обработку, анализ, систематизацию и хранение на протяжении всего срока эксплуатации ИЯУ информации о нарушениях в работе ИЯУ, а также ее оперативную передачу другим организациям в установленном порядке.

5.1.10 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

ЭО должна осуществлять внутренний контроль за обеспечением безопасности и физической защиты ИЯУ. Результаты контроля должны отражаться в годовых отчетах по оценке текущего состояния безопасности ИЯУ.

5.1.11 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.1. Общие требования

При достижении установленного срока эксплуатации ИЯУ и актуальности дальнейшего проведения экспериментальных исследований на ИЯУ ЭО должна решить вопрос о продлении срока эксплуатации ИЯУ.

5.2.1.1 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.1. Режим пуска и работы на мощности

Эксплуатация РУ и ПЭЯУ в режиме пуска и работы на мощности должна проводиться в соответствии с технологическим регламентом и руководством по эксплуатации и в объеме программы экспериментальных исследований, утвержденной руководством ЭО.

5.2.1.2 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.1. Режим пуска и работы на мощности

Эксплуатация КС и ПКС в режиме пуска должна проводиться в соответствии с руководством по эксплуатации ИЯУ и в объеме: 1) принципиальной программы экспериментальных исследований, утвержденной руководством ЭО, где должны быть определены цели и задачи каждого из этапов исследований, отличающихся используемыми экспериментальными устройствами и (или) методическим обеспечением; 2) рабочей программы, утвержденной руководством ИЯУ и охватывающей один тип экспериментов, предусмотренных принципиальной программой экспериментальных исследований и связанных с использованием, например, определенных экспериментальных устройств или проведением пусков с одинаковыми мощностными или реактивностными характеристиками ИЯУ. Рабочая программа должна содержать перечень используемых экспериментальных устройств, порядок и методику проведения экспериментов, ожидаемые эффекты реактивности и меры по обеспечению безопасности с учетом специфики предстоящих работ.

5.2.1.3 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.1. Режим пуска и работы на мощности

Режим пуска и работы на мощности должен быть прекращен и ИЯУ переведена в режим временного останова, если при пуске ИЯУ или при работе на мощности не обеспечивается соблюдение пределов и условий безопасной эксплуатации.

5.2.2.1 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.2. Режим временного останова

При эксплуатации ИЯУ в режиме временного останова техническое обслуживание должно проводиться в соответствии с инструкциями, программами и графиками, разработанными руководством ИЯУ на основе проектно-конструкторской и эксплуатационной документации. При этом должны учитываться требования проекта ИЯУ к условиям вывода СБ на техническое обслуживание, ремонт и испытания. Все выполняемые работы должны документироваться.

5.2.2.2 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.2. Режим временного останова

В режиме временного останова РУ, в том числе при проведении ремонта или замене оборудования и экспериментальных устройств, влияющих на реактивность, имеющиеся технические средства должны обеспечивать контроль плотности нейтронного потока и основных технологических параметров исследовательского реактора.

5.2.2.3 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.2. Режим временного останова

После завершения ремонтных работ СВБ ИЯУ должны проверяться на работоспособность и соответствие проектным характеристикам; результаты проверок должны оформляться документально.

5.2.2.4 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.2. Режим временного останова

В эксплуатационной документации ИЯУ должны быть установлены меры безопасности при проведении ядерно-опасных работ на ИЯУ, связанных, например, с заменой испытываемых в экспериментальной петле исследовательского реактора элементов, частичной или полной заменой тепловыделяющих сборок активной зоны, ремонтом (заменой) исполнительных механизмов рабочих органов СУЗ.

5.2.3.1 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.3. Режим длительного останова

Целесообразность перевода ИЯУ в режим длительного останова рассматривается ЭО в случае, если начатые экспериментальные работы закончены и эксплуатация ИЯУ в режиме пуска до конца срока действия лицензии на эксплуатацию не планируется.

5.2.3.2 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.3. Режим длительного останова

При принятии решения о переводе ИЯУ в режим длительного останова ЭО должна разработать и реализовать мероприятия, обеспечивающие безопасность ИЯУ в режиме длительного останова и управление ресурсом систем и оборудования, которые будут использоваться в случае возобновления экспериментальных исследований на ИЯУ или в работах по выводу из эксплуатации ИЯУ.

5.2.3.3 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.3. Режим длительного останова

Используемые методы консервации систем и оборудования и объем технического обслуживания ИЯУ в режиме длительного останова должны соответствовать требованиям проекта ИЯУ и должны быть представлены в ООБ ИЯУ.

5.2.3.4 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.3. Режим длительного останова

ЭО должна уведомить Федеральную службу по экологическому, технологическому и атомному надзору о переводе ИЯУ в режим длительного останова.

5.2.4.1 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.4. Режим окончательного останова

Режим окончательного останова ИЯУ вводится по решению органа управления использованием атомной энергии.

5.2.4.2 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.4. Режим окончательного останова

В режиме окончательного останова ИЯУ ЭО должна выполнить организационно-технические мероприятия по подготовке предстоящих работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, включая: 1) выгрузку из активной зоны ядерных материалов по технологии, определенной в проекте ИЯУ, и вывоз ядерных материалов с площадки ИЯУ; 2) проведение комплексного инженерного и радиационного обследования систем, оборудования, сооружений и зданий ИЯУ с целью оценки их технического состояния, а также для составления картограмм мощности доз облучения и радиоактивных загрязнений; 3) разработку принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ, включающей основные организационные и технические мероприятия по реализации выбранного варианта вывода из эксплуатации ИЯУ; 4) разработку проекта вывода из эксплуатации ИЯУ, где должны быть определены конкретные виды работ по выводу из эксплуатации ИЯУ с указанием технологий и последовательности их выполнения, необходимых материально-технических ресурсов и состояния площадки ИЯУ после окончания работ; 5) разработку ООБ ИЯУ при выводе из эксплуатации ИЯУ, где должно быть обосновано, что при выполнении предусмотренных принципиальной программой и проектом вывода из эксплуатации ИЯУ организационно-технических мероприятий обеспечивается безопасность работников (персонала) и населения.

5.2.4.3 · V. ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ — 5.2. Эксплуатация исследовательской ядерной установки — 5.2.4. Режим окончательного останова

Для ИЯУ, эксплуатируемой в режиме окончательного останова, сокращение объема технического обслуживания и численности работников (персонала) должно проводиться в соответствии с требованиями, установленными в проекте ИЯУ, и обосновано в ООБ ИЯУ.

6.1 · VI. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ РАБОТНИКОВ (ПЕРСОНАЛА) И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКЕ

До ввода ИЯУ в эксплуатацию должны быть разработаны, согласованы, утверждены и обеспечены необходимыми материально-техническими ресурсами планы мероприятий по защите работников (персонала) и населения в случае аварии на ИЯУ, учитывающие радиационные последствия возможных аварий.

6.2 · VI. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ РАБОТНИКОВ (ПЕРСОНАЛА) И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКЕ

План мероприятий по защите работников (персонала) в случае аварии на ИЯУ разрабатывается ЭО и должен предусматривать координацию действий ЭО, органов внутренних дел, Государственной противопожарной службы, органов управления по делам гражданской обороны и чрезвычайным ситуациям, органов местного самоуправления, медицинских учреждений в пределах зоны планирования защитных мероприятий. Обеспечение готовности и реализация плана возлагается на ЭО.

6.3 · VI. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ РАБОТНИКОВ (ПЕРСОНАЛА) И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКЕ

План мероприятий по защите населения в случае аварии на ИЯУ, разрабатываемый в установленном порядке уполномоченными органами местного самоуправления, должен предусматривать координацию действий главного управления по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий по соответствующему субъекту Российской Федерации, а также федеральных органов исполнительной власти, участвующих в реализации мероприятий по защите населения и ликвидации последствий аварии.

6.4 · VI. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ РАБОТНИКОВ (ПЕРСОНАЛА) И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКЕ

В планах мероприятий по защите работников (персонала) и населения должно быть определено, при каких условиях, по каким средствам связи, кто какие организации оповещает об аварии и о начале выполнения этих планов.

6.5 · VI. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ РАБОТНИКОВ (ПЕРСОНАЛА) И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКЕ

ЭО должна разрабатывать методики и программы проведения противоаварийных тренировок для отработки действий работников (персонала) в условиях аварий и обеспечивать периодическое, не реже одного раза в два года, проведение указанных тренировок с учетом текущей деятельности на площадке ИЯУ.

6.6 · VI. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ РАБОТНИКОВ (ПЕРСОНАЛА) И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКЕ

ЭО должна обеспечить готовность работников (персонала) к действиям при проектных и запроектных авариях. В соответствующих инструкциях должны быть определены первоочередные действия работников (персонала) по локализации возможных аварий и ликвидации их последствий.

7.1 · VII. ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

Работы по выводу из эксплуатации ИЯУ могут быть начаты при условии выполнения следующих мероприятий: 1) удаления ядерных материалов с площадки ИЯУ; 2) оснащения подразделений ЭО и организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги для ЭО по выводу из эксплуатации ИЯУ, специализированным оборудованием, обеспечивающим безопасность выполнения работ по демонтажу, дезактивации, обращению с РАО; 3) завершения работ по обучению работников (персонала).

7.2 · VII. ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

Если проектом ИЯУ не были предусмотрены технология и технические средства для выгрузки ядерных материалов из активной зоны исследовательского реактора или требуется предварительный частичный демонтаж его конструкций, то работы по выгрузке ядерных материалов из активной зоны и вывоз ядерных материалов с площадки ИЯУ могут проводиться в составе работ, предусмотренных проектом вывода из эксплуатации ИЯУ. В этом случае до вывоза ядерных материалов с площадки ИЯУ считается находящейся в эксплуатации в режиме окончательного останова.

7.3 · VII. ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

При проведении работ по выводу из эксплуатации ИЯУ ЭО должна обеспечить минимизацию количества РАО и дозовых нагрузок на работников (персонал), исключить радиационное воздействие ИЯУ на население и обеспечить учет, контроль и физическую защиту РАО. Приложение № 1 к Общим положениям обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок, утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 июня 2011 г. № 348

ЗСБ · Перечень сокращений

ЗСБ — – защитная система безопасности

ИЯУ · Перечень сокращений

ИЯУ — – исследовательская ядерная установка

КС · Перечень сокращений

КС — – критический ядерный стенд

ЛСБ · Перечень сокращений

ЛСБ — – локализующая система безопасности

ООБ · Перечень сокращений

ООБ — – отчет по обоснованию безопасности

ОСБ · Перечень сокращений

ОСБ — – обеспечивающие системы безопасности

ПКС · Перечень сокращений

ПКС — – подкритический ядерный стенд

ПЭЯУ · Перечень сокращений

ПЭЯУ — – подкритическая электроядерная установка

РАО · Перечень сокращений

РАО — – радиоактивные отходы

РВ · Перечень сокращений

РВ — – радиоактивные вещества

РУ · Перечень сокращений

РУ — – реакторная установка

СБ · Перечень сокращений

СБ — – система безопасности

СВБ · Перечень сокращений

СВБ — – системы, важные для безопасности

СУЗ · Перечень сокращений

СУЗ — – система управления и защиты

УСБ · Перечень сокращений

УСБ — – управляющая система безопасности

ЭО · Перечень сокращений

ЭО — – эксплуатирующая организация

Д1 · Перечень сокращений

Приложение № 2 к Общим положениям обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок, утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 июня 2011 г. № 348

Авария · Термины и определения

Авария - нарушение нормальной эксплуатации ИЯУ, при котором произошел выход РВ и (или) ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

Авария запроектная · Термины и определения

Авария запроектная - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами СБ сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений работников (персонала).

Авария ядерная · Термины и определения

Авария ядерная - авария, вызванная нарушением контроля за ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ИЯУ и (или) нарушением управления ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ИЯУ; образованием критической массы при перегрузке, транспортировании или хранении ядерных материалов; повреждением элементов, содержащих ядерные материалы.

Авария проектная · Термины и определения

Авария проектная - авария, для которой проектом ИЯУ определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены СБ, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа СБ или одной независимой от исходного события ошибки работников (персонала), ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

Д2 · Термины и определения

Активная зона исследовательской ядерной установки - часть исследовательского реактора, критической сборки или подкритической сборки с размещенными в ней ядерными материалами (ядерным топливом) и другими элементами, необходимыми для поддержания цепной реакции деления.

Д3 · Термины и определения

В составе активной зоны ИЯУ могут быть: замедлитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность, экспериментальные устройства.

Активная система (элемент) · Термины и определения

Активная система (элемент) - система (элемент), функционирование которой зависит от нормальной работы другой системы (элемента).

Д4 · Термины и определения

Безопасность исследовательской ядерной установки - свойство ИЯУ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на работников (персонал), население и окружающую среду установленными пределами.

Д5 · Термины и определения

Ввод исследовательской ядерной установки в эксплуатацию – вид деятельности, во время которой проверяется соответствие проекту систем, оборудования и ИЯУ в целом, включающий в себя пусконаладочные работы, физический пуск ИЯУ, энергетический пуск исследовательского реактора.

Д6 · Термины и определения

Вывод исследовательской ядерной установки из эксплуатации - вид деятельности, осуществляемый после удаления ядерных материалов с площадки ИЯУ, направленный на достижение заданного конечного состояния ИЯУ и ее площадки.

Исследовательская ядерная установка · Термины и определения

Исследовательская ядерная установка - ядерная установка, в составе которой предусмотрены исследовательский реактор или критическая сборка, или подкритическая сборка и комплекс помещений, систем, элементов и экспериментальных устройств с необходимыми работниками (персоналом), располагающаяся в пределах определенной проектом территории (площадки ИЯУ), предназначенная для использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских целях.

Источник нейтронов внешний · Термины и определения

Источник нейтронов внешний – устройство, испускающее нейтроны, периодически устанавливаемое в активную зону (извлекаемое из активной зоны) при эксплуатации ИЯУ в режиме пуска и работы на мощности, предназначенное для увеличения плотности потока нейтронов в активной зоне ИЯУ.

Канал системы · Термины и определения

Канал системы - часть системы, выполняющая в заданном проектом ИЯУ объеме функцию системы.

Д7 · Термины и определения

Квота дозовая исследовательской ядерной установки - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения при внешнем облучении, а также при внутреннем облучении, обусловленном поступлением РВ с воздухом, пищей, водой при нормальной эксплуатации ИЯУ.

Консервативный подход · Термины и определения

Консервативный подход - подход, при котором в процессе анализа безопасности объекта используются значения параметров и характеристик, заведомо приводящие к прогнозу более неблагоприятных результатов.

Культура безопасности · Термины и определения

Культура безопасности - квалификационная и психологическая подготовленность работников (персонала), при которой обеспечение безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к осознанию личной ответственности и самоконтролю в процессе выполнения всех работ, влияющих на безопасность.

Д8 · Термины и определения

Нарушение нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки - нарушение в работе ИЯУ, при котором произошло отклонение от установленных эксплуатационных пределов и условий; при этом могут быть нарушены и другие установленные проектом ИЯУ пределы и условия, включая пределы безопасной эксплуатации.

Обеспечение качества · Термины и определения

Обеспечение качества - планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы любые работы на этапах выбора площадки, проектирования, конструирования и изготовления оборудования, сооружения, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и вывода из эксплуатации ИЯУ выполнялись установленным образом, а их результаты удовлетворяли предъявляемым к ним требованиям.

Д9 · Термины и определения

Останов исследовательской ядерной установки - эксплуатация РУ и КС в подкритическом состоянии и эксплуатация ПКС и ПЭЯУ после удаления (отключения) внешнего источника нейтронов.

Отказы по общей причине · Термины и определения

Отказы по общей причине - отказы систем (элементов), возникающие вследствие одного отказа или одной ошибки работников (персонала) или внешнего, или внутреннего воздействия.

Д10 · Термины и определения

П р и м е ч а н и е. Внутренние воздействия или причины - воздействия, возникающие при исходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменение параметров среды (например, давления, температуры, химической активности), пожары, конструктивные, технологические и прочие внутренние причины.

Внешние воздействия или причины · Термины и определения

Внешние воздействия или причины - воздействия характерных для площадки ИЯУ природных явлений и деятельности человека, например землетрясения, высокий и низкий уровень наземных и подземных вод, ураганы, аварии на воздушном, водном и наземном транспорте, пожары, взрывы на прилегающих к площадке ИЯУ объектах, исчезновение внешнего электроснабжения.

Д11 · Термины и определения

Отчет по обоснованию безопасности исследовательской ядерной установки - документ, обосновывающий обеспечение безопасности ИЯУ на всех этапах ее жизненного цикла.

Ошибка работников (персонала) · Термины и определения

Ошибка работников (персонала) - несвоевременное или неточное выполнение (невыполнение) требуемого единичного действия (единичный пропуск правильного действия) при монтаже, испытаниях или эксплуатации систем (элементов), важных для безопасности.

Пассивная система (элемент) · Термины и определения

Пассивная система (элемент) - система (элемент), функционирование которой связано только с вызвавшим ее работу событием и не зависит от работы другой активной системы (элемента).

Д12 · Термины и определения

П р и м е ч а н и е. По конструктивным признакам пассивные системы (элементы) делятся на пассивные системы (элементы) с механическими движущимися частями (например обратные клапаны) и пассивные системы (элементы) без механических движущихся частей (например, трубопроводы, сосуды).

Д13 · Термины и определения

Первый контур исследовательского реактора - комплекс каналов (полостей) в активной зоне гетерогенного исследовательского реактора, трубопроводов и теплообменников, содержащих теплоноситель для охлаждения активной зоны, или корпус гомогенного исследовательского реактора с раствором ядерного материала и трубопроводы, по которым циркулирует раствор ядерного материала.

Предаварийная ситуация · Термины и определения

Предаварийная ситуация - состояние ИЯУ, характеризующееся нарушением пределов и (или) условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

Пределы безопасной эксплуатации · Термины и определения

Пределы безопасной эксплуатации - установленные проектом ИЯУ значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.

Пределы проектные · Термины и определения

Пределы проектные - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и ИЯУ в целом, установленные в проекте ИЯУ для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии.

Пределы эксплуатационные · Термины и определения

Пределы эксплуатационные - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и ИЯУ в целом, заданные проектом ИЯУ для нормальной эксплуатации.

Д14 · Термины и определения

Предельно допустимый аварийный выброс исследовательской ядерной установки – численные значения выброса радионуклидов в окружающую среду при запроектных авариях на ИЯУ, при достижении которых с учетом наихудших погодных условий доза облучения населения на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами не превышает значений, регламентированных в действующих нормах радиационной безопасности, требующих принятия решений о мерах защиты населения в случае аварии.

Д15 · Термины и определения

Предельные значения радиоактивных выбросов и сбросов – определенные проектом ИЯУ численные значения выбросов и сбросов радионуклидов в атмосферу и поверхностные воды, соответствующие установленной квоте облучения населения.

Принцип единичного отказа · Термины и определения

Принцип единичного отказа - принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе любого активного элемента или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

Принцип безопасного отказа · Термины и определения

Принцип безопасного отказа - повышение надежности выполнения функции СБ путем применения технических решений, в соответствии с которыми при отказе системы (элемента) обеспечивается перевод системы в безопасное состояние без необходимости инициирования защитных действий через УСБ.

Д16 · Термины и определения

Пуск физический исследовательской ядерной установки - этап ввода ИЯУ в эксплуатацию, включающий загрузку ядерных материалов в активную зону и экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик ИЯУ.

Д17 · Термины и определения

Пуск энергетический исследовательской ядерной установки - этап ввода ИЯУ в эксплуатацию, включающий экспериментальное исследование влияния температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики ИЯУ, исследование радиационной обстановки при работе ИЯУ на мощности и вывод ИЯУ на номинальные параметры, установленные проектом ИЯУ.

Д18 · Термины и определения

Рабочий орган системы управления и защиты - средство воздействия на реактивность, изменением положения или состояния которого в активной зоне или в отражателе ИЯУ обеспечивается изменение реактивности.

Д19 · Термины и определения

Разработчики проекта исследовательской ядерной установки - организации, разрабатывающие проект ИЯУ.

Реактор ядерный исследовательский · Термины и определения

Реактор ядерный исследовательский - устройство для экспериментальных исследований, состав и геометрия которого позволяют осуществлять управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, требующей принудительного охлаждения и (или) оказывающей влияние на его нейтронно-физические характеристики.

Реакторная установка · Термины и определения

Реакторная установка - ИЯУ, в составе которой используется исследовательский реактор.

Режим временного останова · Термины и определения

Режим временного останова - режим эксплуатации ИЯУ, включающий проведение на ИЯУ работ по техническому обслуживанию ИЯУ и подготовке экспериментальных исследований.

Режим длительного останова · Термины и определения

Режим длительного останова - режим эксплуатации ИЯУ, включающий проведение работ по консервации отдельных систем и оборудования и поддержанию работоспособности ИЯУ в течение времени, когда проведение экспериментальных исследований на ней не планируется.

Режим окончательного останова · Термины и определения

Режим окончательного останова - режим эксплуатации ИЯУ, при котором производится подготовка к выводу из эксплуатации ИЯУ, включающий выгрузку ядерных материалов из активной зоны ИЯУ и их удаление с площадки ИЯУ.

Режим пуска и работы на мощности · Термины и определения

Режим пуска и работы на мощности - режим эксплуатации ИЯУ, заключающийся в выводе ИЯУ на мощность с помощью рабочих органов СУЗ и (или) внешнего источника нейтронов и в проведении экспериментальных исследований.

Самозащищенность внутренняя · Термины и определения

Самозащищенность внутренняя - свойство ИЯУ обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик.

Сборка критическая · Термины и определения

Сборка критическая - устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которой позволяют осуществить управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, не требующей принудительного охлаждения среды и не оказывающей влияние на ее нейтронно-физические характеристики.

Сборка подкритическая · Термины и определения

Сборка подкритическая - устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которой обеспечивают затухание цепной реакции деления в отсутствии внешних источников нейтронов.

Система · Термины и определения

Система - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций.

Система останова · Термины и определения

Система останова - система, предназначенная для быстрого прекращения ядерной цепной реакции деления и удержания ИЯУ в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность.

Системы (элементы) безопасности · Термины и определения

Системы (элементы) безопасности - системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности.

Д20 · Термины и определения

Системы (элементы), важные для безопасности - системы (элементы) безопасности, а также системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную эксплуатацию ИЯУ или препятствуют устранению отклонений от нормальной эксплуатации и могут привести к проектным и запроектным авариям.

Системы (элементы) безопасности защитные · Термины и определения

Системы (элементы) безопасности защитные - системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения повреждения ядерных материалов, оборудования и трубопроводов, содержащих РВ.

Д21 · Термины и определения

Системы (элементы) безопасности локализующие - системы (элементы), предназначенные для ограничения распространения РВ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом ИЯУ границы и предотвращения их выхода в окружающую среду.

Д22 · Термины и определения

Системы (элементы) безопасности обеспечивающие - системы (элементы), предназначенные для снабжения СБ энергией, рабочей средой и создания требуемых условий для их функционирования.

Д23 · Термины и определения

Системы (элементы) безопасности управляющие - системы (элементы), предназначенные для инициирования действия СБ, осуществления контроля за ними и управления ими при выполнении заданных функций.

Д24 · Термины и определения

Системы (элементы) нормальной эксплуатации - системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.

Д25 · Термины и определения

Системы (элементы) нормальной эксплуатации управляющие - системы (элементы), формирующие и реализующие по заданным технологическим целям, критериям и ограничениям управление технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации ИЯУ.

Система управления и защиты · Термины и определения

Система управления и защиты - система, предназначенная для обеспечения безопасного поддержания и прекращения цепной реакции деления, совмещающая функции нормальной эксплуатации и функции СБ и состоящая из элементов систем контроля и управления, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.

Событие исходное · Термины и определения

Событие исходное - единичный отказ в системах (элементах) ИЯУ, внешнее воздействие или ошибка работников (персонала), которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и (или) условий безопасной эксплуатации; включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием.

Стенд критический · Термины и определения

Стенд критический - ИЯУ, в составе которой используется критическая сборка.

Стенд подкритический · Термины и определения

Стенд подкритический - ИЯУ, в составе которой используется подкритическая сборка.

Д26 · Термины и определения

Технологический регламент реакторной установки - документ, содержащий правила, основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия безопасной эксплуатации РУ.

Управление аварией · Термины и определения

Управление аварией - действия, направленные на предотвращение развития проектной аварии в запроектную, а также на ослабление последствий аварий.

Управление автоматизированное · Термины и определения

Управление автоматизированное - управление, осуществляемое работниками (персоналом) при помощи средств автоматизации.

Управление автоматическое · Термины и определения

Управление автоматическое - управление, осуществляемое средствами автоматизации без участия работников (персонала).

Условия безопасной эксплуатации · Термины и определения

Условия безопасной эксплуатации - установленные проектом ИЯУ минимальные условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и условиям технического обслуживания систем (элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации.

Условия эксплуатационные · Термины и определения

Условия эксплуатационные – установленные проектом ИЯУ условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и техническому обслуживанию систем (элементов), необходимые и достаточные для работы без нарушения эксплуатационных пределов.

Установка подкритическая электроядерная · Термины и определения

Установка подкритическая электроядерная – исследовательская ядерная установка, состоящая из подкритической сборки с мишенью-конвертором, производящей первичные нейтроны при облучении заряженными частицами ускорителя.

Д27 · Термины и определения

Физическая защита исследовательской ядерной установки - совокупность организационных мероприятий, инженерно-технических средств и действий подразделений охраны с целью предотвращения диверсий или хищений ядерных материалов, РАО и РВ.

Функция безопасности · Термины и определения

Функция безопасности - специфическая конкретная цель и действия, обеспечивающие ее достижение, направленные на предотвращение аварий или ограничение их последствий.

Д28 · Термины и определения

Экспериментальная петля исследовательской ядерной установки - самостоятельный циркуляционный контур ИЯУ, предназначенный для экспериментальных исследований и испытаний новых типов твэлов и других элементов.

Д29 · Термины и определения

Экспериментальное устройство исследовательской ядерной установки - устройство, приспособление, предназначенные для проведения экспериментальных исследований на ИЯУ.

Д30 · Термины и определения

Эксплуатация исследовательской ядерной установки - деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой сооружалась ИЯУ, включая набор критической массы, работу на заданной мощности, проведение экспериментов, остановы ИЯУ, обращение с ядерными материалами и источниками радиационного излучения, техническое обслуживание, ремонт и другую связанную с этим деятельность.

Эксплуатация нормальная · Термины и определения

Эксплуатация нормальная - эксплуатация ИЯУ в определенных проектом ИЯУ эксплуатационных пределах и условиях.

Элементы · Термины и определения

Элементы - оборудование, приборы, трубопроводы, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые в проекте ИЯУ в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности.

Д31 · Термины и определения

Ядерно-опасные работы на исследовательской ядерной установке - работы, которые могут привести к неконтролируемому изменению реактивности, связанные, например, с изменением геометрии и состава активной зоны ИЯУ, заменой экспериментальных устройств.

Д32 · Термины и определения

Приложение № 3 к Общим положениям обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок, утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 июня 2011 г. № 348

Д33 · Термины и определения

Перечень эксплуатационных процедур, подлежащих рассмотрению в технологическом регламенте исследовательской ядерной установки

1 · Термины и определения

Порядок загрузки активной зоны и выхода в критическое состояние.

2 · Термины и определения

Порядок перегрузки активной зоны.

3 · Термины и определения

Пуск ИЯУ, изменение мощности, работа на мощности.

4* · Термины и определения

Калибровка РО СУЗ.

5* · Термины и определения

Измерение и контроль запаса реактивности.

6 · Термины и определения

Калибровка каналов контроля плотности нейтронного потока.

7 · Термины и определения

Определение мощности ИЯУ и юстировка ионизационных камер СУЗ.

8 · Термины и определения

Действия персонала при появлении предупредительных сигналов.

9 · Термины и определения

Действия персонала при срабатывании аварийной защиты.

10 · Термины и определения

Плановый останов и отключение оборудования ИЯУ.

11 · Термины и определения

Обращение с ядерными материалами.

12 · Термины и определения

Обращение с РВ и РАО.

13 · Термины и определения

Другие процедуры, отражающие специфику ИЯУ при проведении ядерно- и радиационно опасных работ.