13.3. Ядерная безопасность (ОПЭ АЭС)

13.3.1. Устройство, эксплуатация и ремонт оборудования реакторной установки должны соответствовать требованиям правил и норм по обеспечению безопасности при ис-пользовании атомной энергии.

13.3.2. Лицом, ответственным за обеспечение ядерной безопасности на АС является директор атомной станции, ответственность за организацию работ по обеспечению ядерной безопасности на АС возлагается на главного инженера АС.

Остальные должностные лица и персонал АС несут ответственность за ядерную безопасность в пределах, установленных должностными инструкциями (контрактами при их наличии).

13.3.3. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию блока АС, является технологический регламент, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия безопасной эксплуатации.

13.3.4. Для поддержания способности систем, важных для безопасности, удовлетворять проектным требованиям, должны проводиться их регулярное техническое обслуживание, ремонт и испытания.

Административное руководство АС (директор, главный инженер) на основе проектных материалов, с учетом требований технологического регламента, организует разработку для систем, важных для безопасности:

• инструкций (программ) по проведению проверок и испытаний;
• регламентов (программ) технического обслуживания, графиков ремонтов систем и элементов;
• графиков проведения испытаний и проверок функционирования систем безопасности.

13.3.5. Технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности атомной станции, должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, соответствующими исследованиями, опытом эксплуатации прототипов и соответствовать принятым для атомной энергетики нормам и правилам.

13.3.6. Все ядерные реакторы АС должны иметь паспорта, оформляемые в Госатомнадзоре России. Состояние ядерной безопасности на АС должно проверяться комиссионно не реже одного раза в год.

13.3.7. Все случаи нарушения ядерной безопасности АС должны расследоваться в соответствии с "Положением о порядке расследования и учета нарушений в работе АС" и должны быть приняты меры, направленные на предотвращение повторения подобных случаев.

13.3.8. При эксплуатации АС система управления и защиты реактора должна обеспечивать:

• пуск и перевод активной зоны реактора в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации при нарушениях нормальной эксплуатации;
• автоматическое поддержание заданного уровня мощности (интенсивности цепной реакции);
• контроль нейтронного потока во всем диапазоне изменения плотности нейтронного потока в активной зоне от 10-7 до 120% номинального уровня, осуществляемый как минимум тремя независимыми между собой каналами измерения плотности нейтронного потока с показывающими приборами (по крайней мере два из трех каналов контроля должны быть оснащены записывающими устройствами);
• контроль за изменением реактивности;
• измерение нейтронной мощности (нейтронного потока) на любом уровне мощности тремя независимыми каналами с показывающими (самопишущими) приборами;
• аварийную защиту реактора на всех уровнях мощности независимо от наличия и состояния источников энергопитания;
• надежное поддерживание реактора в подкритическом состоянии и средства контроля подкритичности активной зоны;
• перекрытие не менее чем на один порядок изменений измеряемой величины при последовательном переходе с одной группы измерительных каналов на другую;
• автоматическое снижение мощности РУ, предусмотренное проектом, при изменении технологических параметров или отключении действующего оборудования.

13.3.9. Электрическая схема управления движением органов СУЗ должна обеспечивать автоматический ввод поглотителей в ядерный реактор после срабатывания АЗ. Должно быть исключено введение положительной реактивности средствами воздействия на реактивность, предусмотренными техническим проектом РУ, если рабочие органы аварийной защиты не приведены в рабочее положение. Рабочее положение рабочих органов АЗ и порядок их извлечения должны быть определены в проекте РУ.

13.3.10. Должна быть обеспечена скорость введения положительной реактивности исполнительными органами СУЗ не более 0,07 Вэф/с. Если исполнительные органы имеют эффективность более 0,7 Вэф, то введение положительной реактивности должно быть шаговым с весом шага не более, 0,3 Вэф.

13.3.11. Подкритичность активной зоны ректора в любой момент кампании после взвода рабочих органов АЗ в рабочее положение с введенными в активную зону остальными органами СУЗ должна быть не менее 0,01 в состоянии активной зоны с максимальным коэффициентом размножения.

13.3.12. Количество, расположение, эффективность и скорость введения исполни-тельных органов АЗ должны обеспечивать при любых аварийных ситуациях, без одного наиболее эффективного органа:

• скорость снижения мощности ядерного реактора, достаточную для предотвращения нарушения пределов безопасной эксплуатации ТВЭЛ при нарушениях нормальной эксплуатации;
• приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реактивности в течение времени, достаточного для введения других, более медленных органов СУЗ;

- предотвращение образования локальных критических масс.

13.3.13. Вывод ядерного реактора в критическое состояние и на мощность разрешается при выполнении следующих условий:

• рабочие органы АЗ должны находиться во взведенном состоянии;
• органы автоматического регулирования (для канальных реакторов) должны находиться в промежуточном положении;
• должен осуществляться контроль нейтронного потока и периода разгона реактора;
• аварийная защита реактора должна соответствовать требованиям п.п. 13.3.8 и 13.3.12;
• в систему управления и защиты должны быть включены все исполнительные органы СУЗ реактора;
• система аварийного электроснабжения должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к работе, должен иметься установленный инструкцией запас дизельного топлива;
• система аварийного ввода жидкого поглотителя нейтронов должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к действию, должны быть созданы установленный запас и концентрация жидкого поглотителя;
• система сигнализации и блокировок реактора должна быть опробована, и находиться в рабочем состоянии;
• должны быть исправны и находиться в состоянии готовности к действию системы аварийного расхолаживания реактора и системы локализации аварий.
• других условий, определенных проектом и технологическим регламентом эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС.

13.3.14. Вывод реактора в критическое состояние до включения в работу автоматического регулятора мощности производится в присутствии ответственного руководителя пуска в соответствии с требованиями технологических регламентов по эксплуатации энергоблоков АС.

13.3.15. Контроль за остановленным реактором, когда ядерное топливо находится в активной зоне, должен осуществляться постоянно в течение всей стоянки и, в том числе, при загрузке и перегрузке топлива.

Обязательному контролю подлежат:

• нейтронный поток;
• скорость нарастания нейтронного потока (или реактивность);
• концентрация поглотителя в теплоносителе (если предусмотрена проектом жидкостная система регулирования).

13.3.16. В случае возникновения на РУ отклонений от нормальной эксплуатации должны быть выявлены и устранены причины их возникновения и приняты меры для восстановления нормальной эксплуатации РУ.

В случае возникновения на РУ предаварийной ситуации РУ должна быть остановлена и приняты меры для восстановления нормальной эксплуатации РУ.

Эксплуатация РУ может быть продолжена только после выяснения и устранения причины возникновения предаварийной ситуации по письменному распоряжению главного инженера АС.

Оператор (ВИУР) РУ имеет право и обязан самостоятельно перевести реактор в подкритическое состояние в случаях:

• предусмотренных технологическим регламентом;
• если оператор не имеет достаточной информации для принятия решения о возможности дальнейшей безопасной эксплуатации;
• если оператор считает, что дальнейшая эксплуатация приведет к угрозе жизни людей или опасности ядерной или радиационной аварии.

13.3.17. Все работы со свежим или отработавшим топливом должны проводиться с соблюдением правил ядерной безопасности по утвержденному плану и инструкциям.

Порядок проведения перегрузки топлива должен определяться программой, рабочим графиком, картограммами перегрузки, составленными с учетом требований обеспечения ядерной безопасности.

13.3.18. В реакторах, где перегрузка осуществляется с расцеплением рабочих органов СУЗ, она должна проводиться при введенных в активную зону рабочих органов СУЗ и других средств воздействия на реактивность, причем минимальная подкритичность реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02. Если при этом реактивность компенсируется раствором жидкого поглотителя, его концентрация должна быть доведена до такого значения, при котором (с учетом возможных ошибок) обеспечивается подкритичность реактора не менее 0,02 (без учета введенных рабочих органов СУЗ). В этом случае техническими и организационными мерами должна быть исключена возможность подачи чистого конденсата в реактор и первый контур.

Перегрузка топлива на остановленном реакторе канального типа должна проводиться при взведенных рабочих органах АЗ, причем минимальная подкритичность реактора с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02. В РУ, на которых перегрузка проводится при работе реактора на мощности, она осуществляется при обоснованных в проекте допустимых эксплуатационных режимах работы и наличии средств, эффективность которых достаточна для подавления избыточной реактивности, ввод которой возможен из-за ошибок загрузки или непредусмотренных эффектов реактивности.

13.3.19. Для каждой РУ должен быть определен перечень ядерно-опасных работ. Ядерно-опасные работы должны проводиться по специальному техническому решению (программе), утверждаемому главным инженером АС, как правило, на остановленном реакторе с подкритичностью не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

Техническое решение (программа) должна содержать:

• цель проведения ядерно-опасных работ;
• перечень ядерно-опасных работ и технологию их проведения;
• технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности;
• критерии и контроль правильности завершения ядерно-опасных работ;
• указание о назначении ответственного за проведение ядерно-опасных работ.

13.3.20. В соответствии с требованиями «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций» администрация АС на основе технологического регламента и ООБ АС организует разработку и выпуск инструкций и руководств, определяющих действия персонала по обеспечению безопасности при проектных и запроектных авариях.

13.3.21. В инструкциях по эксплуатации систем и оборудования АС, регламентирующих эксплуатацию реакторов и процедуры обращения с ядерным топливом, должны быть отражены требования по обеспечению ядерной безопасности.