—≈ “ќ– «ј ќЌј - «аконодательство –оссии

 

ѕостановление –остехнадзора от 31.12.2004 N 11
"ќЅ ”“¬≈–∆ƒ≈Ќ»» » ¬¬≈ƒ≈Ќ»» ¬ ƒ≈…—“¬»≈ ‘≈ƒ≈–јЋ№Ќџ’ Ќќ–ћ » ѕ–ј¬»Ћ ¬ области »—ѕќЋ№«ќ¬јЌ»я ј“ќћЌќ… ЁЌ≈–√»» "ѕ–ј¬»Ћј яƒ≈–Ќќ… Ѕ≈«ќѕј—Ќќ—“» »——Ћ≈ƒќ¬ј“≈Ћ№— »’ –≈ј “ќ–ќ¬" (Ќѕ-009-04)"
(«арегистрировано в ћинюсте –‘ 08.02.2005 N 6314)


«арегистрировано в ћинюсте –‘ 8 феврал€ 2005 г. N 6314



‘≈ƒ≈–јЋ№Ќјя —Ћ”∆Ѕј по Ё ќЋќ√»„≈— ќћ”, “≈’ЌќЋќ√»„≈— ќћ”

» ј“ќћЌќћ” Ќјƒ«ќ–”


ѕќ—“јЌќ¬Ћ≈Ќ»≈

от 31 декабр€ 2004 г. N 11


ќЅ ”“¬≈–∆ƒ≈Ќ»» » ¬¬≈ƒ≈Ќ»» ¬ ƒ≈…—“¬»≈

‘≈ƒ≈–јЋ№Ќџ’ Ќќ–ћ » ѕ–ј¬»Ћ ¬ области »—ѕќЋ№«ќ¬јЌ»я

ј“ќћЌќ… ЁЌ≈–√»» "ѕ–ј¬»Ћј яƒ≈–Ќќ… Ѕ≈«ќѕј—Ќќ—“»

»——Ћ≈ƒќ¬ј“≈Ћ№— »’ –≈ј “ќ–ќ¬"


‘едеральна€ служба по экологическому, технологическому и атомному надзору постановл€ет:

”твердить и ввести в действие с 1 июл€ 2005 г. прилагаемые федеральные нормы и правила в области использовани€ атомной энергии "ѕравила €дерной безопасности исследовательских реакторов" (Ќѕ-009-04).


¬рио руководител€

ј.Ѕ.ћјЋџЎ≈¬






ѕриложение


ѕ–ј¬»Ћј

яƒ≈–Ќќ… Ѕ≈«ќѕј—Ќќ—“» »——Ћ≈ƒќ¬ј“≈Ћ№— »’ –≈ј “ќ–ќ¬


(Ќѕ-009-04)


1. “ермины и определени€


¬ насто€щем документе используютс€ следующие термины и определени€:

1. јвари€ на исследовательском реакторе (далее - »–) - нарушение нормальной эксплуатации »–, при котором произошел выход радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучени€ за предусмотренные проектом дл€ нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. јвари€ характеризуетс€ исходным событием, пут€ми протекани€ и последстви€ми.

2. јвари€ €дерна€ на »– - авари€, вызванна€:

потерей контрол€ и управлени€ самоподдерживающейс€ цепной €дерной реакцией делени€ в активной зоне реактора;

образованием критической массы при обращении с €дерными материалами вне реактора;

нарушением теплоотвода или другими причинами, приведшими к повреждению твэлов сверх пределов, установленных проектом дл€ нормальной эксплуатации.

3. јварийна€ защита (далее - ј«) »– - защитна€ система безопасности, предназначенна€ дл€ аварийного останова »–, включающа€ в себ€ рабочие органы аварийной защиты и исполнительные механизмы, обеспечивающие изменение их положени€ или состо€ни€.

4. ¬звод рабочих органов системы управлени€ и защиты и других средств воздействи€ на реактивность - изменение положени€ (состо€ни€) рабочих органов системы управлени€ и защиты и других средств воздействи€ на реактивность, которое приводит к вводу положительной реактивности.

5. «агрузочные устройства »– - транспортно-технологическое оборудование, механизмы и устройства, используемые дл€ загрузки (перегрузки) в активную зону реактора €дерного топлива и установки (извлечени€) экспериментальных устройств.

6. «апас реактивности »– - положительна€ реактивность, котора€ может быть реализована в реакторе при взводе на максимальную эффективность всех рабочих органов системы управлени€ и защиты и других средств воздействи€ на реактивность, включа€ дистанционно перемещаемые экспериментальные устройства.

7.  анал контрол€ - совокупность датчика (датчиков), линии передачи и средств обработки сигнала и отображени€ информации, предназначенна€ дл€ обеспечени€ контрол€ параметра.

8.  аналы контрол€ независимые - каналы контрол€, которые не имеют общих (объединенных) элементов и отказ одного из которых не ведет к отказу другого.

9. ќстанов »– аварийный - перевод реактора из критического (надкритического) состо€ни€ в подкритическое вследствие срабатывани€ ј«.

10. ќстанов »– плановый - перевод реактора из критического (надкритического) состо€ни€ в подкритическое с помощью рабочих органов ручных регул€торов реактивности, рабочих органов автоматических регул€торов реактивности и рабочих органов компенсаторов реактивности.

11. ќтказ - нарушение работоспособности систем (элементов), обнаруживаемое визуально или средствами контрол€ и диагностировани€ (видимый отказ) или вы€вл€емое только при проведении технического обслуживани€ (скрытый отказ).

12. ѕуск физический »– - этап ввода »– в эксплуатацию, включающий в себ€ загрузку €дерного топлива в активную зону, достижение критического (надкритического) состо€ни€ и экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик реактора на минимально достаточной мощности.

13. ѕуск энергетический »– - этап ввода »– в эксплуатацию, включающий в себ€ поэтапное повышение уровн€ мощности до номинального значени€ с целью экспериментального исследовани€ вли€ни€ температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики реактора, а также дл€ определени€ теплогидравлических характеристик (параметров) реакторной установки и радиационной обстановки на »–.

14. –абочий орган системы управлени€ и защиты (далее - –ќ —”«) - используемое в системе управлени€ и защиты средство воздействи€ на реактивность, изменением положени€ (состо€ни€) которого обеспечиваетс€ изменение реактивности.

ѕо функциональному назначению –ќ —”« подраздел€ютс€ на рабочие органы аварийной защиты (далее - –ќ ј«), рабочие органы ручного регулировани€ реактивности (далее - –ќ ––), рабочие органы автоматического регулировани€ реактивности (далее - –ќ ј–) и рабочие органы компенсаторов реактивности (далее - –ќ  –).

15. –ежим временного останова »– - режим эксплуатации »–, заключающийс€ в проведении работ по техническому обслуживанию »– и подготовке экспериментальных исследований.

16. –ежим длительного останова »– - режим эксплуатации »–, заключающийс€ в проведении работ по консервации систем и оборудовани€ »– и поддержанию »– в работоспособном состо€нии в течение времени, когда проведение экспериментальных исследований на »– не планируетс€.

17. –ежим окончательного останова »– - режим эксплуатации »–, заключающийс€ в проведении работ по подготовке »– к выводу из эксплуатации, включа€ выгрузку €дерного топлива из активной зоны реактора и удаление €дерного топлива и других €дерных материалов с площадки »–.

18. –ежим работы »– на мощности - режим эксплуатации »–, заключающийс€ в выводе реактора в критическое (надкритическое) состо€ние и на мощность и проведении на реакторе экспериментальных исследований.

19. —истемы останова »– - средства воздействи€ на реактивность, используемые дл€ останова »– и поддержани€ его в подкритическом состо€нии.

20. —истема управлени€ и защиты (далее —”«) - совокупность элементов управл€ющих систем нормальной эксплуатации, систем останова и управл€ющих систем безопасности, предназначенна€ дл€ контрол€ и управлени€ самоподдерживающейс€ цепной €дерной реакции делени€, а также дл€ планового и аварийного останова »–.

21. Ёкспериментальные устройства »– - оборудование и устройства »–, предназначенные дл€ проведени€ экспериментальных исследований на реакторе, включа€ петлевые каналы, нейтронные ловушки, каналы дл€ выведени€ излучени€, а также испытываемые издели€ и приспособлени€ дл€ их размещени€ на реакторе.

22. ядерна€ безопасность »– - свойство »– предотвращать €дерные аварии и ограничивать их последстви€.

23. ядерно опасные работы на »– - работы, которые могут привести к €дерной аварии в случае нарушени€ пределов и (или) условий безопасной эксплуатации при их выполнении.


2. ќбщие положени€


2.1. ѕравила €дерной безопасности исследовательских реакторов (далее - ѕравила) устанавливают требовани€ к конструкции реактора и техническому исполнению систем и элементов, важных дл€ безопасности »–, а также к организационно-техническим меропри€ти€м по обеспечению €дерной безопасности »–.

2.2. ѕравила распростран€ютс€ на все проектируемые, сооружаемые и эксплуатируемые »–, исключа€ импульсные исследовательские реакторы.

2.3. ядерна€ безопасность »– определ€етс€:

1) техническим совершенством проекта, в котором должны использоватьс€ проверенные практикой или экспериментальными исследовани€ми технические решени€;

2) качеством изготовлени€ и монтажа элементов и систем »–, важных дл€ безопасности.

2.4. ядерна€ безопасность при эксплуатации »– обеспечиваетс€:

1) выполнением требований федеральных норм и правил в области использовани€ атомной энергии, требований проекта и эксплуатационной документации;

2) квалификацией и дисциплиной работников (персонала);

3) качеством и полнотой экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик при физическом и энергетическом пусках »–;

4) системой организационно-технических меропри€тий, минимизирующих последстви€ возможных ошибок персонала и несанкционированных действий, отказов оборудовани€ и внешних воздействий природного и техногенного происхождени€.


3. “ребовани€ к проекту исследовательского реактора,

направленные на обеспечение €дерной безопасности


3.1. ќбщие требовани€


3.1.1. —истемы и элементы »–, важные дл€ безопасности, должны проектироватьс€ с учетом механических, тепловых, химических и прочих внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и при нарушени€х нормальной эксплуатации, включа€ проектные аварии, а также внешних воздействий природного и техногенного происхождени€.

3.1.2. ѕри проектировании »– должно отдаватьс€ предпочтение системам (элементам), устройство которых основано на пассивном принципе действи€.

3.1.3. ¬ проекте (эксплуатационной документации) »– должны быть приведены:

1) перечни расчетных программ, используемых дл€ прогнозировани€ нейтронно-физических характеристик и обосновани€ €дерной безопасности »–, и информаци€ об их аттестации;

2) перечни расчетных программ, используемых дл€ теплогидравлических расчетов активной зоны в стационарных, переходных и аварийных режимах работы »–;

3) программы и методики контрол€ и испытаний в процессе изготовлени€, монтажа, наладки и эксплуатации систем (элементов), важных дл€ безопасности;

4) услови€ безопасных испытаний, замены и вывода в ремонт –ќ —”«, исполнительных механизмов –ќ —”«, других средств воздействи€ на реактивность;

5) методики определени€ запаса реактивности »– и эффективности –ќ —”«;

6) методика определени€ тепловой мощности реактора;

7) методика и периодичность тарировки каналов контрол€ плотности потока нейтронов по тепловой мощности реактора;

8) услови€ безопасного обращени€ со свежим и отработавшим €дерным топливом;

9) перечни контролируемых параметров и сигналов о состо€нии »–;

10) перечни регулируемых параметров;

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

12) перечни блокировок и защит оборудовани€ »–, а также технические требовани€ к услови€м их срабатывани€;

13) услови€ срабатывани€ систем безопасности, уровни и интенсивности внешних воздействий природного и техногенного происхождени€, при достижении которых необходим останов »–;

    14)  анализ  надежности —”« »–, при этом должно быть показано,
что коэффициент неготовности —”«   к выполнению  функции аварийной
                                             -5
защиты при наличии сигнала ј« не превышает 10  ;

15) анализ реакций управл€ющих и других систем, важных дл€ безопасности, на внутренние и внешние воздействи€ природного и техногенного происхождени€, возможные отказы и неисправности, подтверждающий отсутствие опасных дл€ реактора реакций;

16) прогнозируемый запас реактивности »– с оценкой погрешности используемых расчетных методов и с учетом возможных технологических отклонений параметров комплектующих элементов активной зоны от номинальных значений, при этом необходимый запас реактивности »– должен быть обоснован;

17) эффективность –ќ —”«, экспериментальных и загрузочных устройств;

18) эффекты и коэффициенты обратных св€зей по реактивности, включа€ температурный и мощностной эффекты реактивности, а при необходимости барометрический и плотностной эффекты реактивности и эффекты реактивности, обусловленные выгоранием топлива и отравлением реактора;

19) перечень €дерно опасных работ при эксплуатации »– и меры по обеспечению €дерной безопасности при их проведении, включа€ работы по загрузке (перегрузке) €дерного топлива.

3.1.4. ѕроектом »– должны быть предусмотрены:

1) аварийные источники электроснабжени€, обеспечивающие работу не менее двух каналов контрол€ уровн€ мощности и указателей положени€ –ќ —”«, а также контроль температурного режима реактора при расхолаживании;

2) технические меры по исключению несанкционированного доступа к управл€ющим и другим системам, важным дл€ безопасности.

3.1.5. »спользуемые в проекте »– технические решени€ должны обеспечивать:

1) порционную загрузку €дерного топлива в активную зону реактора и при необходимости порционный залив жидкости в реактор при физическом пуске »–;

    2)  подкритичность  реактора в режиме временного останова   не
менее 2% (     <= 0,98) при взведенных –ќ ј«;
           эфф
    3)  подкритичность  реактора  в режиме длительного останова не
менее 5% (     <= 0,95);
           эфф

4) безопасность »– при любом исходном событии проектных аварий с наложением одного независимого от исходного событи€ отказа или одной независимой от исходного событи€ ошибки персонала;

5) диагностику состо€ни€ реактора и систем »–, важных дл€ безопасности;

6) контроль состо€ни€ физических барьеров на пути распространени€ продуктов делени€ €дерных материалов и радиоактивных веществ;

7) сохранность и работоспособность в услови€х проектных аварий технических средств, используемых дл€ регистрации и хранени€ информации, необходимой дл€ идентификации исходных событий проектных аварий и установлени€ алгоритмов работы систем, важных дл€ безопасности, и действий персонала.


3.2. јктивна€ зона и системы нормальной эксплуатации, важные дл€ безопасности


3.2.1. јктивна€ зона и элементы ее конструкции


3.2.1.1.  онструкци€ реактора при нормальной эксплуатации и нарушени€х нормальной эксплуатации, включа€ проектные аварии, должна исключать непредусмотренные перемещени€, деформации или формоизменени€ элементов активной зоны и отражател€, привод€щие к увеличению реактивности или ухудшению теплоотвода и последующему повреждению тепловыдел€ющих элементов сверх соответствующих проектных пределов.

3.2.1.2.  онструкци€ тепловыдел€ющих сборок и тепловыдел€ющих элементов, материалы сердечников и оболочек тепловыдел€ющих элементов должны при нормальной эксплуатации и нарушени€х нормальной эксплуатации, включа€ проектные аварии, обеспечивать непревышение установленных соответствующих проектных пределов повреждени€ тепловыдел€ющих элементов с учетом:

1) физико-химического взаимодействи€ оболочек тепловыдел€ющих элементов и сердечников, оболочек тепловыдел€ющих элементов и теплоносител€;

2) ударных и вибрационных воздействий, термоциклического нагружени€, усталости и старени€ материалов;

3) вли€ни€ продуктов делени€ и примесей в теплоносителе на коррозию оболочек тепловыдел€ющих элементов (тепловыдел€ющих сборок);

4) теплогидравлических и радиационных воздействий и других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов тепловыдел€ющих элементов.

3.2.1.3. ’арактеристики €дерного топлива и конструкци€ реактора должны исключать возможность образовани€ вторичных критических масс при разрушении активной зоны или расплавлении €дерного топлива.

3.2.1.4. ѕри выборе конструкции активной зоны и ее состава должны использоватьс€ технические решени€, исключающие положительный мощностной и температурный коэффициенты реактивности при любых режимах работы реактора.

3.2.1.5.  онструкци€ активной зоны или отражател€ должна обеспечивать возможность размещени€ в них внешнего (пускового) источника нейтронов, используемого при физическом пуске, а в случае необходимости и при последующей эксплуатации »–.

3.2.1.6. ¬ проекте »– должен быть приведен анализ теплотехнической надежности активной зоны, обосновывающий достаточность предусмотренных запасов до пределов безопасной эксплуатации тепловыдел€ющих элементов.

3.2.1.7. јктивна€ зона и исполнительные механизмы –ќ —”« должны быть спроектированы так, чтобы исключались заклинивание и выброс –ќ —”« вверх или вниз и самопроизвольное расцепление –ќ —”« с их исполнительными механизмами.

3.2.1.8. ¬ проекте »– должны быть предусмотрены технические средства и методы контрол€ герметичности тепловыдел€ющих элементов (тепловыдел€ющих сборок) на остановленном и работающем на мощности реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных тепловыдел€ющих элементов (тепловыдел€ющих сборок).

3.2.1.9. ¬ проекте »– должно быть определено соответствие между повреждени€ми тепловыдел€ющих элементов и активностью теплоносител€ первого контура по реперным радионуклидам (с учетом эффективности системы очистки теплоносител€ от продуктов делени€).

3.2.1.10. “епловыдел€ющие элементы (тепловыдел€ющие сборки) с €дерным топливом различного обогащени€, специальные выгорающие поглотители нейтронов, тепловыдел€ющие элементы с выгорающим поглотителем нейтронов, тепловыдел€ющие элементы со смешанным €дерным топливом и т.п. должны иметь маркировку (отличительные знаки), котора€ должна сохран€тьс€ на прот€жении всего срока эксплуатации и последующего хранени€.


3.2.2. Ёкспериментальные устройства


3.2.2.1.  онструкци€ экспериментальных устройств должна исключать возможность самопроизвольного перемещени€ сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов при их эксплуатации в составе реактора, а также обеспечивать локализацию (удержание) радиоактивных веществ испытываемых образцов в случае их разрушени€.

3.2.2.2. ƒолжны быть выполнены расчетные, а в необходимых случа€х и экспериментальные оценки вли€ни€ экспериментальных устройств на реактивность, распределение энерговыделени€ в активной зоне и на эффективность –ќ —”«.

3.2.2.3. ”становка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов должна проводитьс€, как правило, на остановленном реакторе.

    3.2.2.4. —корость   ввода   положительной   реактивности   при
установке (выгрузке) сменных элементов экспериментальных устройств
и испытываемых  образцов  с  эффективностью  более  0,3 бета    не
                                                            эфф
должна превышать 0,07 бета   /с.
                          эфф
    3.2.2.5.  ≈сли  установка    (выгрузка)    сменных   элементов
экспериментальных   устройств  и  испытываемых  образцов  ведет  к
увеличению  реактивности  на  0,7  бета     и  более,  должно быть
                                       эфф
обеспечено  шаговое  увеличение реактивности со значением шага, не
превышающим 0,3 бета   .
                    эфф

Ўаговое перемещение средств воздействи€ на реактивность должно обеспечивать чередование увеличени€ реактивности и последующей паузы.  аждый шаг должен инициироватьс€ оператором.

3.2.2.6. ¬ случае необходимости установки (выгрузки) испытываемых образцов при работе реактора на мощности в проекте »– должна быть обоснована необходимость проведени€ работ в этих услови€х и доказана €дерна€ безопасность »– при их проведении.

3.2.2.7. ѕроектно-конструкторска€ документаци€ на новые сменные элементы экспериментальных устройств и испытываемые образцы при необходимости должна быть согласована с разработчиками »–.

3.2.2.8. Ёкспериментальные устройства при необходимости должны быть оснащены детекторами контрол€ плотности потока нейтронов, датчиками теплофизических и других параметров.

3.2.2.9. ƒолжны быть определены услови€, объем и периодичность проверок экспериментальных устройств на их соответствие проектным характеристикам.


3.2.3. —истема охлаждени€ активной зоны (первый контур)


3.2.3.1. —истема охлаждени€ активной зоны (первый контур) при нормальной эксплуатации должна обеспечивать теплоотвод от активной зоны без нарушени€ установленных эксплуатационных пределов по температуре и скорости изменени€ температуры элементов активной зоны и экспериментальных устройств.

3.2.3.2. ¬ проекте »– должны быть приведены:

1) границы первого контура;

2) анализ надежности первого контура с учетом внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и нарушени€х нормальной эксплуатации, включа€ проектные аварии, и внешних воздействий природного и техногенного происхождени€, при этом должно быть показано, что прочность корпуса (бака) и внутрикорпусных устройств обеспечиваетс€ при всех выше указанных воздействи€х;

3) допустимые перемещени€ и вибрации трубопроводов и элементов конструкции первого контура при нормальной эксплуатации »–.

3.2.3.3. ¬ случае использовани€ на реакторе системы сжигани€ продуктов радиолиза прочность корпуса реактора должна определ€тьс€ с учетом повышени€ давлени€ в корпусе при сжигании продуктов радиолиза.

3.2.3.4. »спользуемые в проекте »– технические решени€ должны обеспечивать:

1) запас теплообменной поверхности первого контура, достаточный дл€ компенсации ухудшени€ ее теплопередающих характеристик в процессе эксплуатации;

2) услови€ дл€ развити€ естественной циркул€ции теплоносител€ при нарушении принудительной циркул€ции теплоносител€;

3) инерциальную массу подвижных элементов циркул€ционных насосов первого контура, достаточную дл€ обеспечени€ требуемого расхода теплоносител€ при потере электроснабжени€ циркул€ционных насосов до момента, после которого естественна€ циркул€ци€ теплоносител€ или система аварийного расхолаживани€ обеспечит отвод остаточного тепловыделени€ активной зоны;

4) контроль параметров системы охлаждени€ активной зоны с обеспечением формировани€ сигналов дл€ срабатывани€ ј«.

3.2.3.5. ¬ проекте »– должны быть предусмотрены:

1) автоматическа€ защита от недопустимого повышени€ или понижени€ давлени€ в первом контуре при нарушени€х нормальной эксплуатации, включа€ проектные аварии;

2) компенсаци€ изменени€ объема теплоносител€ при изменении удельной плотности теплоносител€ в соответствии с температурными режимами первого контура;

3) средства дл€ обнаружени€ потерь теплоносител€ при течах;

4) средства компенсации потерь теплоносител€ при течах и защиты первого контура от непредусмотренного дренировани€ теплоносител€;

5) очистка теплоносител€ от примесей, продуктов делени€ и коррозии.

3.2.3.6. »спользуемые в проекте »– технические решени€ должны исключать:

1) вывод остановленного реактора из подкритического состо€ни€ при включении (выключении) циркул€ционных насосов первого контура;

2) превышение допустимых перемещений и вибраций трубопроводов и элементов конструкций первого контура при нормальной эксплуатации »–.


3.2.4. ”правл€ющие системы нормальной эксплуатации


3.2.4.1. ¬ составе управл€ющих систем нормальной эксплуатации должна быть предусмотрена часть —”«, обеспечивающа€ контроль плотности потока нейтронов (мощности) и управление мощностью реактора. ”казанна€ часть —”« должна включать:

1) –ќ ј– и (или) –ќ ––, используемые дл€ увеличени€ уровн€ мощности реактора до заданного, поддержани€ мощности на заданном уровне, а также дл€ планового останова »–;

2) –ќ  –, используемые дл€ компенсации запаса реактивности реактора и планового останова реактора;

3) систему контрол€ положени€ и управлени€ исполнительными механизмами –ќ ––, –ќ ј–, –ќ  –;

4) систему контрол€ положени€ и управлени€ исполнительными механизмами загрузочных и экспериментальных устройств (при необходимости);

5) не менее двух независимых между собой каналов контрол€ плотности потока нейтронов с показывающими приборами, при этом по меньшей мере в составе одного канала контрол€ плотности потока нейтронов должна быть предусмотрена возможность записи изменени€ плотности потока нейтронов реактора во времени;

6) не менее двух независимых между собой каналов контрол€ скорости (периода) увеличени€ плотности потока нейтронов реактора с показывающими приборами;

7) каналы контрол€ параметров технологических систем реактора, важных дл€ безопасности.

3.2.4.2. ƒиапазон контрол€ плотности потока нейтронов управл€ющей системой нормальной эксплуатации должен перекрывать весь определенный проектом »– диапазон изменени€ мощности реактора.

¬ случае разбиени€ диапазона контрол€ плотности потока нейтронов на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады. ѕереключение поддиапазонов должно быть автоматическим.

3.2.4.3. ”правление реактором и основными системами »– должно производитьс€ с пункта управлени€ »–, имеющего двухстороннюю громкоговор€щую св€зь с реакторным помещением и при необходимости с другими помещени€ми »–. ѕункт управлени€ »– должен быть оборудован телефонной св€зью.

3.2.4.4. ≈сли указанные в пункте 3.2.4.1 каналы контрол€ не обеспечивают контроль плотности потока нейтронов при загрузке €дерного топлива, то реактор должен быть оборудован дополнительной (пусковой) системой контрол€. Ёта система может быть съемной, устанавливаемой на период загрузки €дерного топлива, и должна включать в себ€ не менее двух каналов контрол€ плотности потока нейтронов реактора с показывающими приборами и записывающим устройством.

    3.2.4.5.  Ёффективность  –ќ ––,  –ќ ј–,  –ќ  –   должна   быть
достаточной   дл€   обеспечени€   не   менее   1%   подкритичности
(     <= 0,99) реактора после взвода –ќ ј«.
  эфф

3.2.4.6. –ќ ––, –ќ ј–, –ќ  – должны иметь указатели промежуточного положени€ и указатели конечных положений.

3.2.4.7. ”правл€ющие системы нормальной эксплуатации должны исключать:

1) ввод положительной реактивности путем перемещени€ –ќ ––, –ќ ј–, –ќ  – или экспериментальных устройств, если –ќ ј« не взведены;

    2) ввод   положительной     реактивности  со  скоростью   выше
0,07 бета   /с;
         эфф

3) ввод положительной реактивности средствами воздействи€ на реактивность в случае по€влени€ предупредительных сигналов по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличени€ плотности потока нейтронов или по каналам контрол€ параметров технологических систем, важных дл€ безопасности »–;

4) ввод положительной реактивности средствами воздействи€ на реактивность в случае отсутстви€ электроснабжени€ в цеп€х указателей промежуточного положени€ органа, используемого дл€ увеличени€ реактивности, или в цеп€х аварийной или предупредительной сигнализации.

3.2.4.8. ”правл€ющие системы нормальной эксплуатации должны обеспечивать:

    1) шаговый     ввод    положительной   реактивности   (шаговое
перемещение) с величиной шага  не более 0,3 бета      дл€    любых
                                                эфф
используемых  в  управл€ющих   системах  нормальной   эксплуатации
средств  воздействи€  на   реактивность   эффективностью     более
0,7 бета   , включа€ –ќ  –, –ќ ––, –ќ ј–;
        эфф

2) введение –ќ  –, –ќ ––, –ќ ј– и другими средствами воздействи€ на реактивность отрицательной реактивности с максимально возможной скоростью по сигналу ј«;

    3)  возможность разрыва цепи питани€ двигателей исполнительных
механизмов  –ќ ––, –ќ ј–, –ќ  – эффективностью более 0,7 бета    с
                                                             эфф
пункта  управлени€  »–, при этом разрыв цепи питани€ двигателей не
должен  вли€ть на возможность приведени€ реактора в подкритическое
состо€ние по сигналу ј«;

4) по сигналу ј« автоматическое прекращение ввода положительной реактивности загрузочными и экспериментальными устройствами, а в необходимых случа€х - автоматическое уменьшение реактивности, обусловленной загрузочными или экспериментальными устройствами;

5) проверку работоспособности всех видов световой и звуковой сигнализации.

3.2.4.9. ”правл€юща€ система нормальной эксплуатации должна формировать как минимум следующие сигналы на пункт управлени€:

1) предупредительные (световые и звуковые) - при приближении параметров реактора к уставкам срабатывани€ ј« и нарушении условий нормальной эксплуатации;

2) указательные - информирующие о наличии напр€жени€ в цеп€х электроснабжени€ —”« и о состо€нии систем, важных дл€ безопасности »–.

3.2.4.10. ¬ проекте »– должен быть установлен и обоснован диапазон мощности реактора, в пределах которого регулирование осуществл€етс€ автоматическим регул€тором, приведены характеристики системы автоматического регулировани€ мощности и оценка погрешности поддержани€ требуемого уровн€ мощности и должно быть доказано отсутствие автоколебаний мощности.

¬озможность работы »– без системы автоматического регулировани€ мощности должна быть обоснована в проекте »–.

3.2.4.11. ѕри включении нескольких каналов контрол€ плотности потока нейтронов на вход системы автоматического регулировани€ должно быть исключено изменение мощности реактора системой автоматического регулировани€ при отключении или отказе одного из каналов контрол€ плотности потока нейтронов.


3.3. «ащитные системы безопасности


3.3.1. јварийна€ защита и другие системы останова


3.3.1.1. ¬ составе —”« должна быть предусмотрена ј« »–.

3.3.1.2. ј« должна иметь не менее двух независимых –ќ ј« (групп –ќ ј«).

3.3.1.3. Ёффективность –ќ ј« без учета одного наиболее эффективного –ќ ј« (группы –ќ ј«) и их быстродействие должны обеспечивать:

1) скорость снижени€ мощности реактора, достаточную дл€ предотвращени€ повреждени€ тепловыдел€ющих элементов сверх эксплуатационных пределов;

2) приведение реактора в подкритическое состо€ние и поддержание его в этом состо€нии в течение времени, достаточного дл€ введени€ (срабатывани€) других более медленных –ќ —”«.

3.3.1.4. –ќ ј« должны иметь указатели конечных положений.

3.3.1.5. ј« должна быть спроектирована таким образом, чтобы начавшеес€ защитное действие было выполнено полностью с учетом требований пункта 3.3.1.3 и обеспечивалс€ контроль выполнени€ функции безопасности (останов по аварийному сигналу или по сигналу об отказе в канале защиты).

3.3.1.6. ѕри по€влении аварийного сигнала –ќ ј« должны приводитьс€ в действие из любых промежуточных положений и на любом участке своего движени€ должны обеспечивать ввод отрицательной реактивности, при этом отрицательна€ реактивность должна вводитьс€ и другими –ќ —”«.

3.3.1.7. ј« должна выполн€ть функцию безопасности независимо от состо€ни€ источников электроснабжени€ —”«.

3.3.1.8.  роме аварийного останова »–, –ќ ј« при необходимости могут использоватьс€ дл€ планового останова »–.

3.3.1.9.  роме ј«, в составе защитных систем безопасности в проекте »– могут быть предусмотрены и другие системы останова, приводимые в действие автоматически или дистанционно.

3.3.1.10. —истемы останова должны обеспечивать поддержание реактора в подкритическом состо€нии с учетом возможного высвобождени€ реактивности, в том числе за счет температурного и мощностного эффектов реактивности.


3.3.2. —истема аварийного расхолаживани€ активной зоны


3.3.2.1. ƒл€ реактора с принудительной системой охлаждени€ активной зоны проектом »– должна быть предусмотрена система безопасности, обеспечивающа€ аварийное расхолаживание активной зоны в случае отказа принудительной системы охлаждени€, который может €витьс€ исходным событием проектной аварии.

3.3.2.2. ¬ проекте »– должны быть обоснованы перечень параметров и признаки состо€ни€ реактора, по которым автоматически вводитс€ в действие система аварийного расхолаживани€ активной зоны, уставки и услови€ включени€ системы в работу дл€ всех исходных событий проектных аварий.

3.3.2.3. ¬ключение, выключение и работа системы аварийного расхолаживани€ активной зоны не должны выводить реактор из подкритического состо€ни€.

3.3.2.4. ¬озможность управлени€ процессом аварийного расхолаживани€ активной зоны должна быть обеспечена как из основного, так и из резервного пункта управлени€ »–.


3.4. ”правл€ющие системы безопасности


3.4.1. ¬ проекте »– должны быть предусмотрены управл€ющие системы безопасности, осуществл€ющие управление защитными системами безопасности, включа€ системы останова, в процессе выполнени€ ими заданных функций.

3.4.2. ¬ составе управл€ющей системы безопасности должно быть не менее четырех независимых между собой каналов защиты, контролирующих плотность потока нейтронов, включа€ два канала защиты по плотности потока нейтронов и два канала защиты по скорости (периоду) увеличени€ плотности потока нейтронов.

3.4.3. ѕри выборе чувствительности и расположени€ детекторов потока нейтронов управл€ющей системы безопасности необходимо обеспечить возможность срабатывани€ ј« в процессе вывода реактора в критическое состо€ние и при любом значении мощности в диапазоне, определенном проектом »–.

3.4.4. ¬ случае разбиени€ диапазона контрол€ плотности потока нейтронов каналами защиты на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады. ѕереключение поддиапазонов должно быть автоматическим и не преп€тствовать формированию сигнала ј«.

3.4.5. ¬ случае конструктивного, электрического или функционального совмещени€ (объединени€) измерительных частей каналов защиты управл€ющей системы безопасности с измерительными част€ми каналов контрол€ управл€ющей системы нормальной эксплуатации в проекте »– должно быть показано, что такое совмещение не вли€ет на способность ј« выполн€ть функции безопасности.

    3.4.6. —корость ввода положительной реактивности при взводе –ќ
ј« не должна превышать 0,07 бета   /с.
                                эфф
    3.4.7.  ѕри  взводе  –ќ  ј«   эффективностью более 0,7 бета
                                                               эфф
должен   быть  обеспечен  шаговый ввод  положительной реактивности
(шаговое перемещение) с величиной шага не более 0,3 бета   .
                                                        эфф

3.4.8. ”правл€юща€ система безопасности должна исключать взвод –ќ ј« в случае, если:

1) –ќ ј–, –ќ ––, –ќ  – не наход€тс€ на нижних концевиках;

2) имеютс€ аварийные или предупредительные сигналы по параметрам технологических систем, важным дл€ безопасности »–.

3.4.9. ј« как минимум должна срабатывать в следующих случа€х:

1) достижени€ уставки ј« по любому из каналов защиты по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличени€ плотности потока нейтронов;

2) отказа любого из каналов защиты по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличени€ плотности потока нейтронов;

3) достижени€ уставок ј« по параметрам технологических систем, важных дл€ безопасности;

4) по€влени€ сигналов от экспериментальных устройств, требующих останова »–;

5) при инициировании персоналом срабатывани€ ј« соответствующими кнопками;

6) отказа электроснабжени€ —”«, в том числе блоков питани€ детекторов потока нейтронов каналов контрол€ или защиты.

3.4.10. ≈сли количество каналов ј« по плотности потока нейтронов или по скорости увеличени€ плотности потока нейтронов более двух, то допускаетс€ срабатывание ј« при условии одновременного наличи€ сигналов от любых двух каналов защиты по плотности потока нейтронов или двух каналов защиты по скорости (периоду) увеличени€ плотности потока нейтронов.

3.4.11. ”правл€юща€ система безопасности должна формировать на пункт управлени€ »– аварийные световые и звуковые сигналы, информирующие оператора о неработоспособном состо€нии каналов защиты и о срабатывании ј«.

3.4.12. ¬ыбранные уставки и услови€ срабатывани€ ј« должны предотвращать нарушени€ пределов безопасной эксплуатации, при этом аварийна€ уставка по скорости (периоду) увеличени€ плотности потока нейтронов должна быть не менее 10 с, предупредительна€ - не менее 20 с.

3.4.13. ƒолжна быть предусмотрена диагностика каналов защиты с выводом информации об отказах на пункт управлени€ »–.

3.4.14. «ащитна€ функци€ по каждому параметру технологических систем, по которому необходимо осуществл€ть ј« или переходить на аварийное расхолаживание активной зоны, во всем диапазоне изменени€ параметров реактора должна реализовыватьс€ как минимум по двум независимым между собой каналам.

3.4.15. ¬ проекте »– должна быть предусмотрена возможность останова »–, приведени€ в действие защитных систем безопасности и осуществлени€ необходимого контрол€ параметров реактора из помещени€ резервного пункта управлени€ в случае невозможности осуществлени€ таких действий из помещени€ основного пункта управлени€ »–.


4. ќбеспечение €дерной безопасности при вводе

в эксплуатацию и при эксплуатации

исследовательского реактора


4.1. ќбщие требовани€


4.1.1. ¬ соответствии с установленным в эксплуатирующей организации пор€дком должны быть определены права и об€занности должностных лиц и структурных подразделений эксплуатирующей организации в обеспечении €дерной безопасности »–, права и об€занности персонала в обеспечении €дерной безопасности »–.

4.1.2.   проведению физического и энергетического пусков и дальнейшей эксплуатации »–, нар€ду с персоналом »–, могут привлекатьс€ работники других подразделений и организаций. Ёксплуатирующей организации следует обеспечить выпуск организационно-распор€дительных документов, определ€ющих пор€док допуска к работе, права и об€занности привлекаемых работников.

4.1.3. Ёксплуатирующей организацией должен быть утвержден перечень положений и инструкций, действующих на »–, обеспечены разработка и наличие на »– необходимой документации, включа€ графики проведени€ планово-предупредительных и ремонтных работ дл€ систем, важных дл€ безопасности, и графики проведени€ испытаний и проверок работоспособности систем безопасности »–. –екомендации по содержанию указанного перечн€ в части, касающейс€ обеспечени€ €дерной безопасности, приведены в приложении 1.

4.1.4. Ёксплуатирующа€ организаци€ должна обеспечить своевременное ознакомление персонала со всеми изменени€ми, вносимыми в документацию »–, в том числе с изменени€ми, внесенными по результатам физического и энергетического пусков в технологический регламент эксплуатации »– и в другую эксплуатационную документацию.

4.1.5. Ёксплуатаци€ »– должна проводитьс€ согласно технологическому регламенту и руководству по эксплуатации »–, а также с учетом требований инструкций по эксплуатации систем и элементов »–, включа€ экспериментальные устройства, инструкции по обеспечению €дерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании свежего и отработавшего €дерного топлива на »–.

”казанные документы должны корректироватьс€ с учетом полученного опыта эксплуатации »–, введени€ в действие новых нормативных документов, внесени€ изменений в технологические системы и оборудование »– и пересматриватьс€ не реже одного раза в п€ть лет.

4.1.6. –уководитель »– должен обеспечить разработку дл€ систем, важных дл€ безопасности, графиков проведени€ планово-предупредительных и ремонтных работ и графиков проведени€ испытаний и проверок работоспособности систем безопасности.

¬ышеуказанные работы должны выполн€тьс€ при приоритетном обеспечении €дерной безопасности »–.

4.1.7. ƒостаточность используемых на »– организационно-технических меропри€тий по обеспечению €дерной безопасности должна быть обоснована в отчете по обоснованию безопасности »– (далее - ќќЅ »–).


4.2. ¬вод в эксплуатацию исследовательского реактора


4.2.1. ‘изический пуск


4.2.1.1. ѕосле комиссионной приемки помещений, систем и оборудовани€ »– в эксплуатацию в объеме, необходимом дл€ физического пуска »–, готовность »– к проведению физического пуска должна быть проверена комиссией по €дерной безопасности, назначенной приказом эксплуатирующей организации.

4.2.1.2.  омисси€ по €дерной безопасности провер€ет:

1) выполнение требований общей и частных программ обеспечени€ качества при сооружении »– и проведении пусконаладочных работ;

2) выполнение установленных организационно-технических меропри€тий по обеспечению €дерной безопасности при физическом пуске »–;

3) готовность персонала к началу работ по программе физического пуска »–;

4) наличие программно-методической, организационно-распор€дительной и эксплуатационной документации в объеме, необходимом дл€ физического пуска »–.

4.2.1.3. ѕосле устранени€ недостатков, отмеченных комиссией по €дерной безопасности, эксплуатирующа€ организаци€ должна издать приказ о проведении физического пуска »–.

4.2.1.4. ‘изический пуск »– должен проводитьс€ в соответствии с программой физического пуска »–, согласованной с разработчиками проекта »– и утвержденной эксплуатирующей организацией.

4.2.1.5. ¬ программе физического пуска »– должны быть определены пор€док загрузки активной зоны €дерным топливом и пор€док достижени€ критического состо€ни€ реактора, должны быть приведены перечень, методики и последовательность проведени€ планируемых экспериментов.

4.2.1.6. »нструкци€ по обеспечению €дерной безопасности при физическом пуске »– должна предусматривать меры по обеспечению €дерной безопасности, содержать краткое описание —”« (включа€ нештатную пусковую аппаратуру, если она используетс€), расчетные значени€ критических загрузок и эффективностей –ќ —”«, оценку вли€ни€ на реактивность экспериментальных устройств и теплоносител€.

»нструкци€ по обеспечению €дерной безопасности при физическом пуске »– утверждаетс€ руководителем эксплуатирующей организации.

4.2.1.7. ѕо результатам физического пуска оформл€етс€ отчет, где должны быть приведены результаты физического пуска и рекомендации по корректировке проекта и эксплуатационной документации »–.


4.2.2. Ёнергетический пуск


4.2.2.1. ѕосле комиссионной приемки в эксплуатацию всех предусмотренных проектом зданий, сооружений и оборудовани€ »– приказом эксплуатирующей организации должно быть оформлено решение о проведении энергетического пуска »–.

4.2.2.2. Ёнергетический пуск »– должен проводитьс€ в соответствии с программой энергетического пуска, откорректированной при необходимости по результатам физического пуска, согласованной с разработчиками проекта »– и утвержденной эксплуатирующей организацией.

4.2.2.3. ¬ программе энергетического пуска »– должны быть определены основные этапы работ, исходное состо€ние реактора и систем, важных дл€ безопасности, перед началом каждого этапа работ, их аппаратурно-методическое обеспечение, а также меры по обеспечению €дерной безопасности.

4.2.2.4. –езультаты энергетического пуска оформл€ютс€ отчетом, где должны быть приведены рекомендации по эксплуатации »–, корректировке проекта, эксплуатационной документации и ќќЅ »–, а также приведены основные параметры и нейтронно-физические характеристики реактора, рекомендуемые дл€ включени€ в паспорт »–.

4.2.2.5. ѕаспорт »– должен оформл€тьс€ на основании проекта и отчета по результатам энергетического пуска »– и отражать установленные проектом основные параметры реактора, состав и характеристики систем безопасности, а также экспериментально подтвержденные численные значени€ эксплуатационных пределов, обеспечивающих безопасность »–. –екомендуема€ форма паспорта »– приведена в приложении 2.

4.2.2.6. ѕо результатам энергетического пуска »– эксплуатирующа€ организаци€ должна издать приказ о вводе в эксплуатацию »–.


4.3. Ёксплуатаци€ исследовательского реактора


4.3.1. –ежим работы на мощности


4.3.1.1. ¬ режиме работы »– на мощности необходимо руководствоватьс€ требовани€ми, установленными технологическим регламентом эксплуатации »–.

4.3.1.2. Ёкспериментальные исследовани€ должны проводитьс€ на основании программы экспериментальных исследований на »–, утвержденной в пор€дке, установленном в эксплуатирующей организации.

4.3.1.3. ¬ программе экспериментальных исследований на »– должны быть приведены исходное состо€ние остановленного реактора и технологических систем »–, пор€док достижени€ критического состо€ни€ реактора, требуемый уровень мощности и длительность работы реактора на этой мощности, а также меры по обеспечению €дерной безопасности, учитывающие специфику предсто€щих экспериментальных исследований на реакторе.

4.3.1.4. Ќа любой момент кампании »– должны быть известны картограмма загрузки активной зоны, запас реактивности »– и эффективность –ќ —”«.

    4.3.1.5.  «агрузка     (выгрузка)       сменных      элементов
экспериментальных устройств и  испытываемых образцов на работающем
на  мощности реакторе  допускаетс€ при условии    предварительного
экспериментального  подтверждени€ того, что вводима€ положительна€
реактивность при загрузке (выгрузке) не превышает 0,3 бета   .
                                                          эфф

4.3.1.6. ≈сли при эксплуатации »– в режиме работы на мощности не будут выполнены в полном объеме требовани€, установленные технологическим регламентом эксплуатации »–, или будут нарушены услови€ безопасной эксплуатации, то »– должен быть переведен в режим временного останова. ѕоследующа€ эксплуатаци€ »– в режиме работы на мощности возможна только после устранени€ нарушений, вызвавших перевод »– в режим временного останова, и по письменному разрешению руководител€ эксплуатирующей организации.

4.3.1.7. ѕри аварии на »– персонал смены должен руководствоватьс€ планом меропри€тий (инструкцией) по защите работников (персонала) в случае аварии на »–, определ€ющим действи€ работников (персонала) при возникновении аварии на »–, где одним из первоочередных действий должно предусматриватьс€ приведение реактора в подкритическое состо€ние любым из возможных дистанционных способов (если это не произошло автоматически).

4.3.1.8. ¬ случае аварии на »– запрещаетс€ вскрывать аппаратуру —”« и мен€ть уставки ј« до получени€ соответствующего распор€жени€ руководства эксплуатирующей организации.


4.3.2. –ежим временного останова


    4.3.2.1.  ѕри  эксплуатации »–  в  режиме  временного останова
должно обеспечиватьс€  не  менее 2%  подкритичности (     <= 0,98)
                                                      эфф
реактора вне зависимости от положени€ –ќ ј«.

4.3.2.2. ¬се работы в реакторном помещении после перевода »– в режим временного останова, включа€ работы по техническому обслуживанию, плановому ремонту, испытани€м и проверке работоспособности систем, важных дл€ безопасности, и оснащению »– новыми экспериментальными устройствами, должны выполн€тьс€ сменным и (или) ремонтным персоналом и согласно программе на смену, оформленной в оперативном журнале смены, и в соответствии с утвержденными инструкци€ми, программами и графиками.

4.3.2.3. ѕосле завершени€ работ по техническому обслуживанию, ремонту или замене элементов систем, важных дл€ безопасности, должна проводитьс€ проверка работоспособности систем и их соответствие проектным характеристикам.

4.3.2.4. ядерно опасные работы на реакторе, включа€ работы по перегрузке €дерного топлива, должны проводитьс€ по специальным техническим решени€м или программам, утвержденным в установленном в эксплуатирующей организации пор€дке.

“ехническое решение (программа) должно содержать:

1) цель проведени€ и перечень планируемых €дерно опасных работ, последовательность и технологию их проведени€;

2) организационно-технические меры по обеспечению €дерной безопасности при проведении €дерно опасных работ;

3) расчетные или экспериментальные оценки вли€ни€ планируемых работ на реактивность реактора.

4.3.2.5. “ехнологи€ выполнени€ посто€нно повтор€ющихс€ на »– €дерно опасных работ, когда известно экспериментально определенное изменение реактивности при проведении этих работ, может быть внесена в эксплуатационную документацию »–.

4.3.2.6. ѕри проведении на реакторе €дерно опасных работ должен обеспечиватьс€ контроль уровн€ мощности и скорости увеличени€ мощности, при этом –ќ ј« должны быть взведены и на приборах ј« должны быть выставлены минимальные уставки по плотности потока нейтронов и скорости изменени€ плотности потока нейтронов.

4.3.2.7. —итуации, когда €дерно опасные работы провод€тс€ без взвода –ќ ј«, должны быть определены в эксплуатационной документации »–, при этом в об€зательном пор€дке должен быть обеспечен контроль за состо€нием реактора по каналам управл€ющих систем нормальной эксплуатации и по каналам управл€ющей системы безопасности.


4.3.3. –ежим длительного останова


4.3.3.1. ƒо прин€ти€ решени€ о переводе »– в режим длительного останова эксплуатирующа€ организаци€ должна разработать меропри€ти€, проведение которых обеспечивает безопасность »– в этом режиме и предотвращает преждевременную потерю работоспособности элементов систем, важных дл€ безопасности, в том числе коррозию оболочек тепловыдел€ющих элементов и корпусов тепловыдел€ющих сборок, наход€щихс€ в реакторе или в хранилищах.

    4.3.3.2.  ƒо  начала эксплуатации  »–  в  режиме   длительного
останова должно быть обеспечено не менее чем   5%   подкритичности
(     <= 0,95)   реактора    и    исключена   возможность   подачи
  эфф
электропитани€   на  исполнительные  механизмы  –ќ  —”«  и  систем
останова, экспериментальных и загрузочных устройств.

4.3.3.3. –ежим длительного останова »– должен вводитьс€ приказом эксплуатирующей организации.

4.3.3.4. ќбъем и периодичность контрол€ состо€ни€ »–, наход€щегос€ в режиме длительного останова, должны быть определены в руководстве по эксплуатации »–.

4.3.3.5. ѕор€док подготовки »–, наход€щегос€ в режиме длительного останова, к эксплуатации в режиме работы на мощности должен быть определен специальной программой.


4.3.4. –ежим окончательного останова


4.3.4.1. ¬ режиме окончательного останова »– эксплуатирующа€ организаци€ должна выполнить организационно-технические меропри€ти€ по подготовке »– к выводу из эксплуатации, включа€ выгрузку €дерного топлива из активной зоны и вывоз €дерного топлива и других €дерных материалов с площадки »–.

4.3.4.2. ƒо утверждени€ руководителем эксплуатирующей организации акта о выполнении работ по вывозу €дерного топлива и других €дерных материалов с площадки »– сокращение объема технического обслуживани€ и численности персонала »– не допускаетс€.


4.4. ќбращение с €дерными материалами


4.4.1. ядерные материалы »– должны хранитьс€ в помещени€х, предусмотренных в проекте »– и удовлетвор€ющих требовани€м, установленным в нормативных документах.

4.4.2. ¬се работы с €дерными материалами должны проводитьс€ в присутствии не менее чем двух работников.

    4.4.3.  ѕри   хранении   €дерных материалов во   временных   и
посто€нных хранилищах   должно   быть   обеспечено   фиксированное
размещение   тепловыдел€ющих  элементов,  тепловыдел€ющих  сборок,
контейнеров с €дерными материалами, исключающее возможность     их
непреднамеренного  перемещени€   и   обеспечивающее        <= 0,95
                                                       эфф
при  нормальной эксплуатации и  нарушени€х нормальной эксплуатации
(в том числе и при затоплении хранилища водой).

4.4.4. ѕроектом »– должно быть обеспечено и в ќќЅ »– обосновано отсутствие вли€ни€ временного хранилища, размещенного в помещении реактора, на размножающие свойства реактора.

4.4.5. Ќа »–, где по услови€м экспериментов требуетс€ проводить комплектацию и (или) перекомплектацию тепловыдел€ющих сборок, должны быть оборудованы соответствующие рабочие места дл€ выполнени€ этих работ. ѕри необходимости эти рабочие места должны быть оборудованы системой аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейс€ цепной €дерной реакции делени€.

4.4.6. ѕор€док проведени€ работ с €дерным топливом и меры по обеспечению €дерной безопасности как хранилищ €дерного топлива, так и мест комплектации и (или) перекомплектации тепловыдел€ющих сборок должны быть определены в инструкции по обеспечению €дерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании свежего и отработавшего €дерного топлива и должны соответствовать требовани€м, установленным в нормативных документах.


5.  онтроль соблюдени€ правил


Ёксплуатирующа€ организаци€ должна обеспечить посто€нный контроль соблюдени€ ѕравил и не реже одного раза в год провер€ть состо€ние €дерной безопасности »– комиссией по €дерной безопасности. –езультаты проверки должны отражатьс€ в годовом отчете по оценке состо€ни€ €дерной и радиационной безопасности »–.






ѕриложение 1


–≈ ќћ≈Ќƒ”≈ћџ… ѕ≈–≈„≈Ќ№

ќ—Ќќ¬Ќќ… ƒќ ”ћ≈Ќ“ј÷»» »——Ћ≈ƒќ¬ј“≈Ћ№— ќ√ќ –≈ј “ќ–ј,

 ј—јёў≈…—я ќЅ≈—ѕ≈„≈Ќ»я яƒ≈–Ќќ… Ѕ≈«ќѕј—Ќќ—“»


1. “ехнический проект и друга€ техническа€ документаци€ »–, включа€ описани€, паспорта, чертежи, схемы и протоколы испытаний систем и элементов, важных дл€ безопасности.

2. ѕеречень нормативных документов в области использовани€ атомной энергии, распространенных на »–.

3. ќтчет по обоснованию безопасности »–.

4. “ехнологический регламент эксплуатации »–.

5. –уководство по эксплуатации »–.

6. »нструкци€ по эксплуатации экспериментальных устройств.

7. »нструкции по эксплуатации систем »–.

8. ѕрограмма экспериментальных исследований на »–.

9. »нструкци€ по обеспечению €дерной безопасности при перегрузке, транспортировании и хранении свежего и отработавшего €дерного топлива.

10. ѕлан меропри€тий (инструкци€) по защите работников (персонала) в случае аварии на »–.

11. ƒолжностные инструкции персонала »–.

12. –азрешени€ на право ведени€ персоналом работ в области использовани€ атомной энергии.

13. ѕриказы (выписки из приказов) о назначении эксплуатационного персонала »–.

14. ∆урнал указаний и распор€жений начальника (главного инженера) »–.

15. ∆урнал учета отказов и вывода в ремонт систем и оборудовани€, важных дл€ безопасности.

16. ќперативна€ документаци€ (оперативный журнал смены, журнал распор€жений, журналы картограмм загрузки активной зоны и т.д.).

17. ѕеречень действующих на »– положений и инструкций с указанием срока их действи€.

18. ќбща€ и частные программы обеспечени€ качества дл€ »–.

19. јкт комиссии по €дерной безопасности о готовности »– к физическому пуску.

20. ќтчет по результатам физического пуска »–.

21. ћетодики проведени€ экспериментов в процессе физического пуска »–.

22. ќтчет о результатах энергетического пуска »–.

23. ѕриказ руководител€ эксплуатирующей организации о вводе в эксплуатацию »–.

24. ѕаспорт »–.






ѕриложение 2


     –екомендуема€ форма паспорта исследовательского реактора

    1. “ип »– ____________________________________________________
    2. Ќазначение ________________________________________________
    3. ћесто размещени€ __________________________________________
    4. –азработчики проекта ______________________________________
    5. Ёксплуатирующа€ организаци€ _______________________________
    6. ƒата ввода в эксплуатацию »– ______________________________
    7. Ќазначенный срок эксплуатации, лет ________________________
    8. ќсновные параметры реактора:
    номинальна€ мощность, ћ¬т ____________________________________
    форма и размеры активной зоны, мм ____________________________
    тип тепловыдел€ющих сборок ___________________________________
    €дерное топливо (нуклидный состав, обогащение, %) ____________
    замедлитель __________________________________________________
    отражатель ___________________________________________________
    теплоноситель ________________________________________________
    9. ќсновные нейтронно-физические характеристики реактора:
    запас реактивности, бета    __________________________________
                            эфф
    подкритичность »– после взвода –ќ ј«, бета    ________________
                                              эфф
    врем€ жизни мгновенных нейтронов, с __________________________
    эффективна€ дол€ запаздывающих нейтронов _____________________
    мощностной коэффициент реактивности, бета   /ћ¬т _____________
                                             эфф
    температурный коэффициент реактивности, бета   /град. — ______
                                                эфф
    10. —истема аварийного расхолаживани€ ________________________
    11. ’арактеристики –ќ —”«:

--------+---------+--------+-------------+------------+----------ђ
¶‘унк-  ¶ оличест-¶ оли-   ¶Ёффективность¶  —корость  ¶¬рем€ вво-¶
¶цио-   ¶во групп ¶чество  ¶   группы,   ¶ увеличени€ ¶да –ќ —”« ¶
¶нальное¶–ќ, шт.  ¶–ќ в    ¶   бета      ¶реактивности¶в активную¶
¶значе- ¶         ¶группе, ¶       эфф   ¶при взводе, ¶зону по   ¶
¶ние    ¶         ¶шт.     ¶             ¶ бета   /с  ¶сигналу   ¶
¶–ќ —”« ¶         ¶        ¶             ¶     эфф    ¶ј«, с     ¶
+-------+---------+--------+-------------+------------+----------+
¶  ј«   ¶         ¶        ¶             ¶            ¶          ¶
+-------+---------+--------+-------------+------------+----------+
¶  ј–   ¶         ¶        ¶             ¶            ¶          ¶
+-------+---------+--------+-------------+------------+----------+
¶  ––   ¶         ¶        ¶             ¶            ¶          ¶
+-------+---------+--------+-------------+------------+----------+
¶   –   ¶         ¶        ¶             ¶            ¶          ¶
L-------+---------+--------+-------------+------------+-----------

    12. јварийна€ защита по плотности потока нейтронов (количество
каналов и тип приборов) __________________________________________
    13. јварийна€ защита по периоду  увеличени€  плотности  потока
нейтронов (количество каналов и тип приборов) ____________________
    14.  аналы контрол€  плотности  потока  нейтронов  (количество
каналов и тип приборов) __________________________________________
    15.  аналы  контрол€   периода   увеличени€  плотности  потока
нейтронов (количество каналов и тип приборов) ____________________
    16. ƒополнительные системы воздействи€ на  реактивность  и  их
эффективность ____________________________________________________
                    (тип, врем€ срабатывани€, эффективность)
    17. Ёкспериментальные устройства и вносима€ ими  реактивность,
бета    __________________________________________________________
    эфф
    18. ƒополнительные сведени€ __________________________________
    19. ѕаспорт составлен на основании ___________________________

–уководитель
эксплуатирующей организации ______________________ _______________
                                   (‘.».ќ.)           (подпись)

"__" _____________ ____ г.

                                                   ћ.ѕ.



ѕредшествующий правовой акт —ледующий правовой акт