РД 31.21.61-94

     

ПРАВИЛА ТЕХНИЧЕСКОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ
СУДОВЫХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

     

Дата введения 1995-01-01

РАЗРАБОТАНЫ Центральным научно-исследовательским и проектно-конструкторским институтом морского флота (ЦНИИМФ)

Зам. директора по научной работе С.Н.Драницын

Зав. отделом стандартизации и управления качеством продукции А.П.Вольваченко

Зав. отделом атомного флота, руководитель и ответственный исполнитель В.И.Ярош

СОГЛАСОВАНЫ Госатомнадзором России

Начальник Управления по надзору за ядерной и радиационной безопасностью объектов Минобороны Н.З.Бисовка

АО "Мурманское морское пароходство"

Директор по технической эксплуатации судов с ЯЭУ и судов АТО А.К.Синяев

ВНЕСЕНЫ Отделом технической политики Департамента морского транспорта

Зам. начальника отдела А.Е.Берков

УТВЕРЖДЕНЫ Департаментом морского транспорта

Зам. директора С.В.Палехов

ВЗАМЕН РД 31.21.61-89

Настоящие правила устанавливают общие требования к техническому использованию, техническому и технологическому обслуживанию судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ) с водоводяными реакторами.

Правила обязательны для экипажей судов, работников предприятий, организаций и учреждений Департамента морского транспорта Министерства транспорта Российской Федерации, связанных с технической эксплуатацией и ремонтом судовых ЯЭУ.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Техническая эксплуатация судовых ЯЭУ и входящего в их состав оборудования должна производиться в соответствии с инструкциями проектантов, заводов-изготовителей и требованиями настоящих Правил.

Инструкции по эксплуатации обязательны для выполнения во всех случаях, даже когда они не согласуются с отдельными требованиями настоявших Правил.

Проведение экспериментальных работ на ядерных паропроизводящих установках (ППУ), находящихся в эксплуатации, как правило, запрещается.

В необходимых случаях решение о проведении экспериментальных работ принимается эксплуатирующей организацией по согласованию с Научным руководителем, проектантами и поставщиками соответствующего оборудования, органами надзора.

Эти работы могут производиться только при наличии утвержденных в установленном порядке программы и технологии.

1.1.1. При эксплуатации судовой ЯЭУ и технических средств, ее обслуживающих, кроме инструкций по эксплуатации и Правил, необходимо руководствоваться действующими документами, приведенными в обязательном приложении 1.

1.1.2. Атомное судно должно быть снабжено полным комплектом проверенной и откорректированной эксплуатационной документации по обеспечению безопасности судна во всех условиях эксплуатации.

Состояние технической эксплуатации ЯЭУ должно отражаться в судовой учетно-отчетной документации в соответствии с инструкциями по ее ведению по формам, установленным эксплуатирующей организацией.

1.2. Судовая ЯЭУ должна находиться под постоянным наблюдением обслуживающего персонала с момента первой загрузки топлива в реактор и до выгрузки последней активной зоны.

Вопрос о контроле за ЯЭУ после выгрузки последней активной зоны до передачи судна для утилизации в установленном порядке определяется отдельной инструкцией.

1.3. Запрещается без согласования и утверждения в установленном в Российской Федерации порядке вносить изменения - конструктивные, схемные и др.: в системы первого контура, управления и защиты ППУ, в проектные характеристики активной зоны; в системы, обеспечивающие нормальную эксплуатацию, в системы безопасности; в системы, важные для безопасности; в режимы эксплуатации, установленные эксплуатационно-технической документацией; в принципиальную технологию ремонта ППУ, методы дезактивации; в установленный комплекс мероприятий по обеспечению условий безопасности, а также использование материалов, не соответствующих спецификации или неизвестных свойств.

1.4. При работе ЯЭУ на мощности все резервное оборудование и системы должны находиться в состоянии готовности к действию и, если это предусмотрено, к автоматическому включению.

Порядок и условия вывода оборудования и систем из резерва, их обслуживания и проверки определяются инструкциями по эксплуатации, а также главным инженером-механиком, при этом не должны быть нарушены условия безопасной эксплуатации ППУ и ЯЭУ в целом.

1.5. Проверки систем и оборудования, важных для ядерной безопасности и живучести, должны производиться в соответствии с установленной инструкциями по обслуживанию периодичностью и утвержденной в установленном порядке методикой.

Проверки защит и блокировок оборудования, которые не могут быть проверены на работающей ЯЭУ, должны предусматриваться графиками в периоды бездействия ЯЭУ.

1.6. Периодически, а также после ремонта или модернизации ЯЭУ, оборудование и системы, ее обслуживающие, каналы измерения и контроля в отдельности и в комплексе с оборудованием должны подвергаться освидетельствованию и испытаниям в соответствии с инструкциями и Правилами Регистра.

Контрольно-измерительные приборы должны подвергаться метрологическому контролю в соответствии с инструкциями по эксплуатации и техническими условиями.

1.7. В процессе технического использования ЯЭУ обслуживающий персонал должен постоянно осуществлять регламентированными способами контроль технического состояния основного оборудования и систем ЯЭУ.

Техническое использование оборудования и систем ЯЭУ, ресурсные показатели (срок службы, хранения) которых имеют предельные значения или истекли, допускается после продления их компетентными организациями в установленном порядке.

1.8. В течение всего периода эксплуатации должны быть приняты меры для физической защиты установки. При этом не должно быть противоречий между мерами по охране и другими требованиями безопасности.

2. ТЕХНИЧЕСКОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЯЭУ

2.1. Подготовка к работе и ввод в действие

2.1.1. Объем подготовки к работе и объем функциональных проверок, порядок ввода в действие ППУ, паротурбинной установки (ПТУ) и электрооборудования, а также действия обслуживающего персонала определяются инструкциями по управлению ППУ, по обслуживанию систем, механизмов, оборудования и состоянием установки в целом и отдельных ее элементов перед пуском, а также Правилами технической эксплуатации судовых технических средств.

2.1.2. Ввод в действие ППУ после ремонта или стоянки в расхоложенном состоянии разрешается после проведения функциональных и комплексной проверок, подтверждающих готовность энергетической установки к безопасной работе, и приведения систем, арматуры, механизмов, оборудования, обслуживающих ППУ, в состояние готовности к действию в соответствии с инструкцией по обслуживанию, испытаний защитной оболочки, если производилось ее вскрытие, проверки поста аварийного расхолаживания, а также надежности связи...".

2.1.3. Функциональные проверки производятся по распоряжению главного инженера-механика. Перед их проведением необходимо обеспечить:

подачу электроэнергии ко всем потребителям ППУ и потребителям, обеспечивающим ядерную и радиационную безопасность, от двух независимых источников;

постоянную готовность к действию резервного и аварийных источников электроэнергии;

готовность подачи питательной воды надлежащего качества и приема пара от ППУ;

подачу охлаждающей воды к оборудованию ППУ и системам, ее обслуживающим;

готовность систем аварийного расхолаживания и охлаждения активной зоны реактора;

готовность двух каналов связи между постами, а также надежную связь между судном и берегом.

2.1.4. Объем и срок действия функциональных и комплексных проверок оборудования и систем ППУ, определяется эксплуатационной документацией.

2.1.5. Функциональные проверки должны проводиться в полном объеме.

По распоряжению капитана допускается проведение функциональных проверок по сокращенной программе, объем которой определяет главный инженер-механик совместно с начальниками служб и главным физиком, если состояние реактора, систем и оборудования позволяет принять такое решение и если по условиям безопасности судна требуется быстрый выход на мощность.

Замечания и отказы, выявленные при комплексной проверке систем и механизмов ППУ и функциональной проверке системы управления и защиты, должны быть устранены до пуска реактора и ввода в действие ППУ.

2.1.6. Пуск реактора и ввод в действие ППУ производятся по распоряжению главного инженера-механика после письменного подтверждения начальниками служб и ответственными исполнителями в журнале распоряжений о готовности оборудования и систем к вводу в действие с последующим отражением в оперативном журнале.

2.1.7. Вывод реактора на минимально контролируемый уровень (МКУ) при всех видах пуска должен производиться вахтенным инженером-оператором под руководством старшего вахтенного механика и контролем главного физика в присутствии главного инженера-механика.

2.1.8. Непосредственно перед пуском реактора необходимо произвести (проверить) расчет критического положения компенсирующих групп (КГ), проверить исходное состояние систем и оборудования, достаточность запасов расходуемых сред (питательной воды, масла, гидравлических жидкостей, воздуха и т.п.), обеспечивающих ядерную безопасность и живучесть ППУ, и записать в оперативный журнал инженера-оператора; убедиться в том, что:

электроснабжение неотключаемых потребителей и ППУ обеспечивается от двух независимых источников;

резервные и аварийные источники электроэнергии находятся в готовности к действию;

система радиационного контроля введена в действие;

связь центрального поста управления с мостиком, аварийным (если имеется) и местными постами управления и обслуживания механизмов и систем обеспечена;

в непосещаемых помещениях отсутствуют люди, ремонтные люки и проемы этих помещений закрыты;

вентиляция и освещение помещений ППУ введены в действие и разрежение в герметичных помещениях не ниже допустимых значений.

2.1.9. При пуске реактора должен осуществляться непрерывный контроль:

нейтронной мощности (нейтронного потока);

скорости изменения нейтронной мощности (нейтронного потока) или изменения реактивности;

положения органов управления;

уровня теплоносителя в компенсаторах давления;

температуры и давления теплоносителя;

данных стационарных датчиков технологического радиационного контроля;

радиационной обстановки;

функционирования систем контроля и автоматики.

2.1.10. Пуск должен быть прекращен и реактор немедленно переведен в подкритическое состояние (автоматически или вручную), если показания приборов указывают на аварийное нарастание мощности или превышение предельных значений параметров или возникновение ядерноопасного режима.

2.1.11. Пуск реактора заканчивается после достижения устойчивого контроля нейтронной мощности по штатной пусковой аппаратуре - вывода реактора на МКУ. После чего необходимо перевести реактор в критическое состояние.

В процессе пуска регистрируется период удвоения нейтронной мощности по штатной пусковой аппаратуре, а по его завершении - положение органов управления, параметры теплоносителя первого контура. Нейтронно-физические измерения выполняются по установленной программе.

2.1.12. Ввод в действие ППУ запрещается в случаях:

нарушения герметичности первого контура;