НП-048-03

     

ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

     

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
ИМПУЛЬСНЫХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

     
Дата введения 2004-05-28

УТВЕРЖДЕНЫ постановлением Госатомнадзора России от 31 декабря 2003 г. N 9

Нормативный документ устанавливает требования к обеспечению ядерной безопасности при проектировании, сооружении, вводе в эксплуатацию и эксплуатации импульсных исследовательских ядерных реакторов.

Документ разработан в соответствии с законодательством Российской Федерации, с учетом требований федеральных норм и правил, а также документа IAEA Safety Requirements of the Research Reactors. Draft Safety Requirements to supersede SS 35-S1 and 35-S2, Status: Review CSS, Vienna 2003

Нормативный документ выпускается впервые.*

_________________

* Нормативный документ разработан в Научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России (НТЦ ЯРБ) при участии Ковалева В.Ф., Маклакова В.В., Парамонова В.В. (НТЦ ЯРБ), Никольского Р.В., Морозова С.И. (Госатомнадзор России), Сысоева М.И. (ЦМТО Госатомнадзора России), Ефимова Е.Ф. (ДБЭЧС Минатома России), Болдина В.Ф. (НИИП), Виноградова А.В. (ОИЯИ, г.Дубна), Литицкого В.А. (ФГУП ГНЦ РФ "ФЭИ"), Остапчука В.П. (ФГУП "Красная Звезда"), Хвостионова В.Е. (ФГУ РНЦ "Курчатовский институт").

При разработке рассмотрены и учтены предложения Госатомнадзора России, Минатома России, НИИП, ОИЯИ, ФГУП "Красная Звезда", ФГУ РНЦ "Курчатовский институт", ФГУП ГНЦ РФ "ФЭИ".

Нормативный документ прошел правовую экспертизу Минюста России (письмо Минюста России от 21.01.2004 г. N 07/670-ЮД).

Перечень сокращений

     
ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ*

__________________

* В Правилах, наряду с терминами, включенными в настоящий раздел, используются термины, приведенные в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии.

В целях настоящего документа используются следующие термины и определения.

1. Аварийная защита ИИР:

- функция безопасности, состоящая в аварийном останове реактора;

- комплекс систем безопасности, выполняющий функцию аварийной защиты.

2. Автокатализ цепной ядерной реакции деления - увеличение энерговыделения в импульсе мощности ИИР из-за изменений в активной зоне реактора, вносимых самой цепной ядерной реакцией деления.

3. Безопасное состояние ИИР - установленные проектом* подкритичность и состояние систем и оборудования ИИР, обеспечивающие безопасность ИИР при его эксплуатации в режиме временного останова.

___________________

* В Правилах под термином "Проект" понимается совокупность документации, разработанной при проектировании, конструировании и сооружении ИИР, а также техническая документация, разработанная эксплуатирующей организацией в процессе эксплуатации ИИР.

4. Взвод рабочих органов СУЗ - изменение положения (состояния) рабочих органов СУЗ, которое приводит к вводу положительной реактивности.

5. Глубокая подкритичность ИИР - подкритичность ИИР в режиме длительного останова, исключающая выход реактора в критическое состояние с учетом возможных отказов по общей причине.

6. Диагностика - функция контроля, целью которой является определение работоспособности диагностируемого объекта.

7. Импульсный исследовательский ядерный реактор - реактор, предназначенный для получения импульсов мощности при обеспечении надкритичности на мгновенных нейтронах.

8. Импульсный исследовательский ядерный реактор апериодического действия - реактор, в котором после инициирования импульса мощности надкритичность на мгновенных нейтронах гасится за счет обратной связи "мощность (температура) - реактивность".

9. Импульсный исследовательский ядерный реактор периодического действия - реактор, в котором импульс мощности с заданной периодичностью и амплитудой инициируется и гасится средствами воздействия на реактивность.

10. Канал контроля - совокупность датчика, линии передачи и средств обработки сигнала и (или) отображения информации, предназначенная для обеспечения контроля параметра в заданном проектом объеме.

11. Комплект аппаратуры аварийной защиты - аппаратура системы управления и защиты, выполняющая в заданном проектом объеме функции контроля состояния аварийной защиты и функции управления аварийной защитой реактора.

12. Контроль - часть функции управления, целью которой является оценка значения параметра или определение состояния (идентификация) контролируемого процесса или оборудования.

13. Модулятор реактивности - совокупность элементов СУЗ ИИР ПД, обеспечивающая периодическое изменение реактивности с заданной частотой и амплитудой.

14. Независимые системы (элементы) - системы (элементы), для которых отказ одной системы (элемента) не приводит к отказу другой системы (элемента).

15. Обращение с ядерными материалами - деятельность, связанная с перегрузкой, транспортированием, хранением и другими операциями с ядерными материалами.

16. Останов ИИР - перевод ИИР из критического (надкритического) состояния в подкритическое состояние с помощью рабочих органов СУЗ и при необходимости с помощью других технических средств воздействия на реактивность.

17. Подкритическое состояние - состояние реактора, характеризующееся значением эффективного коэффициента размножения нейтронов, меньшим единицы.

18. Пусковое устройство - совокупность элементов СУЗ ИИР АД, обеспечивающая быстрое увеличение реактивности с целью получения импульса мощности.

19. Рабочий орган СУЗ - используемое в СУЗ средство воздействия на реактивность, изменением положения (состояния) которого обеспечивается изменение реактивности.

По функциональному назначению рабочие органы СУЗ подразделяются на следующие:

- рабочие органы аварийной защиты;

- рабочие органы компенсации реактивности (компенсирующие органы);

- рабочие органы ручного и автоматического регулирования;

- рабочие органы пускового устройства ИИР АД;

- рабочие органы модулятора реактивности ИИР ПД.

20. Режим временного останова ИИР - режим эксплуатации ИИР, заключающийся в останове ИИР на определенный промежуток времени с целью проведения работ по техническому обслуживанию ИИР и подготовке экспериментальных исследований.

21. Режим длительного останова - режим эксплуатации ИИР, заключающийся в останове ИИР с целью проведения работ по консервации отдельных систем и оборудования и поддержанию работоспособности ИИР в течение времени, когда экспериментальные исследования на ИИР не планируются.

22. Режим окончательного останова - режим эксплуатации ИИР, заключающийся в останове ИИР для подготовки вывода из эксплуатации ИИР, включающий выгрузку из активной зоны ядерных материалов и их удаление с площадки ИИР.

23. Режим пуска и работа на мощности - режим эксплуатации ИИР, заключающийся в выводе на мощность ИИР с помощью рабочих органов СУЗ и проведении экспериментальных исследований с использованием нейтронов и ионизирующего излучения ИИР.

24. Связанные активные зоны - активные зоны многозонного ИИР АД, плотность потока нейтронов (мощность) каждой из которых влияет на пространственное распределение нейтронов в других активных зонах ИИР.

25. Система управления и защиты - совокупность элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности, предназначенная для обеспечения безопасного протекания и прекращения цепной ядерной реакции деления.

26. Экспериментальное устройство ИИР - устройство, приспособление, предназначенное для проведения экспериментальных исследований на ИИР (петлевые каналы, каналы выведения излучения, ампулы и т.д.).

27. Ядерная авария на ИИР - авария на ИИР, вызванная:

- нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора или превышением номинальных параметров импульса реактивности (мощности);

- возникновением критичности при перегрузке, транспортировании и хранении твэлов;

- нарушением теплоотвода от активной зоны и другими причинами, приводящими к повреждению твэлов.

28. Ядерная безопасность ИИР - свойство ИИР ограничивать вероятность и последствия ядерной аварии установленными пределами.

29. Ядерно-опасные работы на ИИР - работы на ИИР, которые могут привести к ядерной аварии.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Правила ядерной безопасности импульсных исследовательских ядерных реакторов (далее - Правила) устанавливают требования к применяемым в проекте ИИР техническим решениям, направленным на обеспечение ядерной безопасности ИИР, а также к организационно-техническим мероприятиям по обеспечению ядерной безопасности при эксплуатации с учетом назначения, нейтронно-физических характеристик и конструкционных особенностей ИИР.

1.2. Ядерная безопасность ИИР определяется техническим совершенством проекта ИИР, качеством изготовления, монтажа, наладки и испытаний элементов и систем, важных для безопасности, их надежностью при эксплуатации, диагностикой состояния оборудования, качеством и своевременностью проведения технического обслуживания и ремонта оборудования, организацией работ, квалификацией и дисциплиной работников (персонала).

1.3. Ядерная безопасность ИИР обеспечивается выполнением норм и правил безопасности и требований проекта ИИР, культурой безопасности, качеством и полнотой экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик при физическом и энергетическом пусках ИИР, системой организационно-технических мероприятий, минимизирующих вероятность и последствия ошибок персонала и отказов оборудования при эксплуатации ИИР в режиме пуска и работы на мощности и в других режимах.

1.4. Правила распространяются на все проектируемые, сооружаемые и эксплуатируемые ИИР независимо от их типа, за исключением электроядерных генераторов нейтронов, включающих в себя ИИР и источник нейтронов в виде ускорителя заряженных частиц и нейтронно-производящей мишени.

1.5. Порядок приведения эксплуатируемых ИИР в соответствие с требованиями Правил определяется в условиях действия лицензии на эксплуатацию ИИР.

2. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИМПУЛЬСНЫХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ, НАПРАВЛЕННЫЕ НА ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

     2.1. Общие требования

2.1.1. Системы и элементы ИИР, важные для безопасности, должны проектироваться с учетом возможных механических, тепловых, химических и прочих воздействий, возникающих как при нормальной эксплуатации, так и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, с учетом внешних воздействий природного и техногенного происхождения.

2.1.2. В проекте ИИР должны быть приведены и обоснованы:

- перечни методик и расчетных программ, используемых для расчетного прогнозирования нейтронно-физических характеристик и обоснования ядерной безопасности ИИР, область применения используемых программ и информация об их аттестации в установленном порядке;

- проектное количество генерируемых импульсов и их номинальное энерговыделение;

- эксплутационные* пределы и условия, пределы и условия безопасной эксплуатации и другие пределы для всех контролируемых нейтронно-физических, теплогидравлических и прочих характеристик, влияющих на ядерную безопасность;

________________

* Текст документа соответствует оригиналу. - Примечание изготовителя базы данных.

- перечни систем и элементов, работоспособность и характеристики которых проверяются на работающем или остановленном реакторе, с указанием состояния реактора и систем, важных для безопасности;

- приспособления, устройства, методики и периодичность проверок систем, важных для безопасности, на работоспособность и соответствие проектным характеристикам;

- порядок загрузки ядерного топлива в активную зону реактора и порядок выведения реактора в критическое состояние;

- перечень ядерно-опасных работ при эксплуатации ИИР и меры по обеспечению ядерной безопасности при их проведении;

- условия безопасного обращения с ядерными материалами;