— Все документы — Нормативные документы по надзору в области строительства — Нормативные документы по атомному надзору — НП 033-01 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

НП 033-01 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

НП 033-01 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности 
(Госатомнадзор России) 

ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

Утверждены постановлением 

Госатомнадзора России

от 16 января 2002 г. № 2 

Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок

НП-033-01

 

Введены в действие с 1 июня 2002 г.

 

Настоящие федеральные нормы и правила являются нормативным документом, определяющим общие требования к обеспечению безопасности при проектировании, сооружении, эксплуатации и выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок, включая исследовательские реакторы, критические и подкритические стенды.

Нормативный документ выпускается впервые.

Нормативный документ разработан в Научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности авторским коллективом в составе: Парамонов В.В. – руководитель разработки (НТЦ ЯРБ), Алферов В.П. (МИФИ), Сысоев М.И. (Минатом России), Баранов С.М., Гремячкин В.А. (ГНЦ РФ НИИАР), Дикарев В.С., Ионов В.С., Шерашев Г.С. (РНЦ «Курчатовский институт»), Ковалевич О.М., (НТЦ ЯРБ), Литицкий В.А. (ГНЦ РФ ФЭИ), Морозов С.И., Никольский Р.В. (Госатомнадзор России), Петров В.Н. (ЦМТО Госатомнадзора России), Семенов Ю.П. (ПИЯФ), Сивков Р.А. (ОКБМ).

В процессе разработки использовались рекомендации, изложенные в руководствах «Safety in the Utilization and modification of research reactors», Safety series № 35-G2. IAEA, 1994 г., «Safety requirements in the design and operation of research reactors» Draft. IAEA, 1998 г., рассмотрены и учтены предложения Минатома России, ГНЦ РФ НИИАР, ГНЦ РФ ФЭИ, РНЦ «Курчатовский институт», МИФИ, ОАО «Машиностроительный завод», ОКБМ, ПИЯФ, а также Госатомнадзора России.

Настоящие федеральные нормы и правила прошли правовую экспертизу Минюста России (письмо Минюста России от 20.02.2002 г. № 07/1652-ЮД).

 

СОДЕРЖАНИЕ

 

Перечень сокращений

Термины и определения

1. Основные положения

1.1. Назначение и область применения

1.2. Цель и основные принципы обеспечения безопасности ИЯУ

2. Классификация систем и элементов ИЯУ

3. Требования к проекту ИЯУ

3.1. Общие требования

3.2. Системы нормальной эксплуатации

3.2.1. Активная зона и отражатель ИЯУ

3.2.2. Первый контур РУ

3.2.3. Управляющие системы нормальной эксплуатации

3.3. Системы безопасности

3.3.1. Общие требования

3.3.2. Защитные системы безопасности

3.3.3. Локализующие системы безопасности

3.3.4. Управляющие системы безопасности

3.3.5. Обеспечивающие системы безопасности

3.4. Пункт управления

3.5. Экспериментальные устройства

3.6. Радиационная безопасность

4. Сооружение и ввод в эксплуатацию ИЯУ

5. Эксплуатация ИЯУ

5.1. Общие требования

5.2. Эксплуатация

5.2.1. Режим пуска и работа на мощности

5.2.2. Режим временного останова

5.2.3. Режим длительного останова

5.2.4. Режим окончательного останова

6. Мероприятия по защите работников (персонала) и населения в случае аварии на ИЯУ

7. Вывод из эксплуатации ИЯУ

 

 

Перечень сокращений

 

ЗСБ

- защитная система безопасности

ИЯУ

- исследовательская ядерная установка

КС

- критический стенд

ЛСБ

- локализующая система безопасности

ООБ

- отчет по обоснованию безопасности

ОСБ

- обеспечивающие системы безопасности

ПКС

- подкритический стенд

РАО

- радиоактивные отходы

РВ

- радиоактивные вещества

РУ

- реакторная установка

СБ

- система безопасности

СВБ

- системы, важные для безопасности

СУЗ

- система управления и защиты

УСБ

- управляющая система безопасности

ЭО

- эксплуатирующая организация

 

Термины и определения

1. 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.

2. 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).

3. 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.

4. Авария проектная - авария, для которой проектом 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.

5. Активная зона ИЯУ - 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.

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

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

7. Безопасность ИЯУ ядерная, радиационная (далее - безопасность ИЯУ) - свойство ИЯУ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на работников (персонал), население и окружающую среду установленными пределами.

8. Ввод ИЯУ в эксплуатацию - деятельность, во время которой проверяется соответствие проекту систем, оборудования и ИЯУ в целом, включающая в себя пусконаладочные работы, физический пуск ИЯУ, энергетический пуск исследовательского реактора.

9. Вывод ИЯУ из эксплуатации - деятельность, осуществляемая после удаления ядерных материалов с площадки ИЯУ, направленная на достижение заданного конечного состояния ИЯУ и ее площадки.

10. Исследовательская ядерная установка - ядерная установка, в составе которой предусмотрены исследовательский реактор либо 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.

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

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

13. Квота дозовая ИЯУ - 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.

14. Консервативный подход - подход, когда при анализе безопасности объекта используются значения параметров и характеристик, заведомо приводящие к прогнозу более неблагоприятных результатов.

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

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

17. 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.

18. Останов ИЯУ - эксплуатация РУ и КС в подкритическом состоянии и эксплуатация ПКС после удаления внешнего источника нейтронов.

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

Примечание. Внутренние воздействия или причины - воздействия, возникающие при исходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменение параметров среды (давления, температуры, химической активности и т.п.), пожары и т.п., конструктивные, технологические и прочие внутренние причины.

Внешние воздействия - 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 и т.п.

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

21. Ошибка работников (персонала) - единичное непреднамеренное неправильное воздействие на управляющие органы или единичный непреднамеренный пропуск правильного действия, или единичное непреднамеренное неправильное действие при техническом обслуживании элементов СВБ.

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

Примечание. 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).

23. 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.

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

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

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

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

28. Предельно допустимый аварийный выброс РУ - значения выброса радионуклидов в окружающую среду при запроектных авариях РУ, при 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.

29. Предельные значения радиоактивных выбросов и сбросов - проектные значения выбросов и сбросов радионуклидов в атмосферу и поверхностные воды, соответствующие установленной квоте облучения населения.

30. 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 одного любого из активных элементов или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

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

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

33. Пуск энергетический РУ - этап ввода РУ в эксплуатацию, включающий экспериментальное исследование влияния температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики исследовательского реактора, исследование радиационной обстановки при работе исследовательского реактора на мощности и вывод исследовательскою реактора на номинальные параметры, установленные проектом.

34. Рабочий орган СУЗ - средство воздействия на реактивность, изменением положения или состояния которого в активной зоне или в отражателе ИЯУ обеспечивается изменение реактивности.

35. Разработчики проекта ИЯУ - организации, разрабатывающие проект ИЯУ.

36. Реактор ядерный исследовательский (далее - исследовательский реактор) - 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.

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

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

39. 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 ИЯУ не планируется.

40. 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.

41. Режим пуска и работа 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 с использованием нейтронов и ионизирующего излучения ИЯУ.

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

43. 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.

44. 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.

45. Система - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций.

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

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

48. 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.

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

50. 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.

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

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

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

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

55. 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, зашитых, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.

56. 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.

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

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

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

60. Управление аварией - действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий аварий.

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

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

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

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

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

66. Экспериментальная петля - самостоятельный циркуляционный контур РУ, содержащий один или несколько каналов, предназначенный для экспериментальных исследований и испытаний новых типов твэлов и других элементов.

67. Экспериментальное устройство - устройство, приспособление, предназначенные для проведения экспериментальных исследований.

68. Эксплуатация ИЯУ - 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.

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

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

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

1. Основные положения

1.1. Назначение и область применения


Возврат к списку
(Нет голосов)

Комментарии (0)


Чтобы оставить комментарий вам необходимо авторизоваться
Самые популярные документы
Новости
Все новости