• Текст документа
  • Статус
Оглавление
Поиск в тексте
Действующий

РБ-152-18

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Комментарии к федеральным нормам и правилам "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15)"

УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от "03" октября 2018 г. N 486

I. Общие положения

1. Настоящее руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Комментарии к федеральным нормам и правилам "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15)" (РБ-152-18) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" (далее - Федеральный закон "Об использовании атомной энергии") в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. N 522 (приказ зарегистрирован Минюстом России 2 февраля 2016 г., N 40939) (далее - Общие положения обеспечения безопасности атомных станций).

2. Настоящее Руководство по безопасности содержит разъяснения Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по содержанию требований Общих положений обеспечения безопасности атомных станций.

3. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для работников атомных станций, эксплуатирующих организаций, работников иных организаций, осуществляющих деятельность в области использования атомной энергии, а также для должностных лиц органов государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

II. Структура комментариев

4. Перечень сокращений приведен в приложении N 1 к настоящему Руководству по безопасности.

5. Комментарии к конкретным пунктам Общих положений обеспечения безопасности атомных станций представлены в приложении N 2 к настоящему Руководству по безопасности. Для удобства чтения комментируемый текст выделен полужирным шрифтом. Комментарии приводятся к каждому из пунктов Общих положений обеспечения безопасности атомных станций. При этом сначала даются комментарии к терминам и определениям, так как правильное восприятие принятой терминологии является необходимым условием адекватного понимания требований Общих положений обеспечения безопасности атомных станций.

6. Ссылки на пункты Общих положений обеспечения безопасности атомных станций даются в тексте приложения N 2 настоящего Руководства по безопасности посредством указания номера соответствующего пункта без упоминания его названия.

ПРИЛОЖЕНИЕ N 1. Перечень сокращений

ПРИЛОЖЕНИЕ N 1

к руководству по безопасности при использовании атомной энергии "Комментарии к федеральным нормам и правилам "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП00115)", утвержденному приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору

от "___" ____________ 20___ г. N ____

Перечень сокращений

АЗ

-

аварийная защита

АС

-

атомная станция

АЭС

-

атомная электростанция

БВ

-

бассейн выдержки

БН

-

реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

БПУ

-

блочный пункт управления

ВАБ

-

вероятностный анализ безопасности

ВВЭР

-

водо-водяной энергетический реактор

ГО

-

герметичное ограждение

ГЦН

-

главный циркуляционный насос

ГЭЗ

-

глубокоэшелонированная защита

ДГ

-

дизель-генератор

ДС

-

допустимый сброс

ЗПА

-

запроектная авария

ЗПУПД

-

защищенный пункт управления противоаварийными действиями

ЗПУПД АС

-

защищенный пункт управления противоаварийными действиями на атомной станции

ЗПУПД Г

-

защищенный пункт управления противоаварийными действиями в городе

ЗПУПД РЭ

-

защищенный пункт управления противоаварийными действиями в районе эвакуации атомной станции

ИИ

-

ионизирующее излучение

ИПУ

-

импульсное предохранительное устройство

ИС

-

исходное событие

КИРО

-

комплексное инженерно-радиационное обследование

КЧСПБО

-

комиссия по чрезвычайным ситуациям и пожарной безопасности объекта

ЛСБ

-

локализующие системы безопасности

МАГАТЭ

-

международное агентство по атомной энергии

МРЗ

-

максимальное расчетное землетрясение

ОИАЭ

-

объект использования атомной энергии

ООБ АС

-

отчет по обоснованию безопасности блока АС

ОУОБ

-

отчет по углубленной оценке безопасности

ОПБ

-

общие положения обеспечения безопасности

ОР

-

орган регулирования

ОЯТ

-

отработавшее ядерное топливо

ПГ

-

парогенератор

ПДВ

-

предельно-допустимый выброс

ПЗ

-

проектное землетрясение

ПО

-

программное обеспечение

ПС

-

программное средство

РАО

-

радиоактивные отходы

РБМК

-

реактор большой мощности канальный

РВ

-

радиоактивные вещества

РПУ

-

резервный пункт управления

РУ

-

реакторная установка

РСЧС

-

единая государственная система предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций

САОЗ

-

система аварийного охлаждения зоны

САЭ

-

система аварийного электроснабжения

СБ

-

система безопасности

СПОТ

-

система пассивного отвода тепла

СУЗ

-

система управления и защиты

СЦР

-

самопроизвольная цепная реакция деления

ТВС

-

тепловыделяющая сборка

твэл

-

тепловыделяющий элемент

ТОиР

-

техническое обслуживание и ремонт

УСБ

-

управляющая система безопасности

УСВБ

-

управляющая система, важная для безопасности

УСНЭ

-

управляющая система нормальной эксплуатации

ФБ

-

функция безопасности

ФНП

-

федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии

ХОЯТ

-

хранилище отработавшего ядерного топлива

ЭГП

-

энергетический гетерогенный петлевой реактор

ЯМ

-

ядерные материалы

ЯТ

-

ядерное топливо

ПРИЛОЖЕНИЕ N 2. Комментарии к конкретным пунктам Общих положений обеспечения безопасности атомных станций

ПРИЛОЖЕНИЕ N 2

к руководству по безопасности при использовании атомной энергии "Комментарии к федеральным нормам и правилам "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП00115)", утвержденному приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору

от "___" ____________ 20___ г. N ____

Комментарии к конкретным пунктам Общих положений обеспечения безопасности атомных станций

ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. АВАРИЯ НА АС (АВАРИЯ) - нарушение нормальной эксплуатации АС, при котором произошел выход радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучения за границы, предусмотренные проектной документацией АС для нормальной эксплуатации в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации; авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

Комментарий

Такое определение аварии для АС принято вследствие того, что РВ и ИИ, образующиеся в процессе работы АС, являются специфической особенностью АС, представляют собой основной вид опасности для персонала, населения и окружающей среды и требуют специальных мер защиты в силу характера распространения и возможных масштабов этой опасности. Другие виды опасности, обычные для большинства промышленных предприятий, например, возможность разрывов сосудов, работающих под давлением, трубопроводов пара и горячей воды, пожаров тоже существуют на АС. Однако они рассматриваются не как самостоятельная опасность, а лишь в качестве событий, способных потенциально привести к радиационной аварии при разработке мер по защите от основного вида опасности.

Аварией является нарушение не любого предела безопасной эксплуатации, а предела безопасной эксплуатации по параметру, связанному с выходом РВ (ИИ) за установленные проектом АС границы (например, выход РВ из-под оболочки твэла в теплоноситель, выход РВ в помещения АС, радиоактивные выбросы в атмосферу, сбросы в водные объекты) - см. также комментарий к определению термина 55.

Примерами аварий являются:

течь трубопровода первого контура, которая привела к разгерметизации оболочки твэлов сверх предела безопасной эксплуатации, либо к выходу РВ в помещения АС (или в окружающую среду) сверх установленных пределов безопасной эксплуатации;

падение ТВС при перегрузке, повлекшее повреждение твэлов сверх установленного в проекте АС предела безопасной эксплуатации;

нарушение целостности оболочек твэлов, повлекшее за собой увеличение концентрации в теплоносителе РВ сверх установленного предела безопасной эксплуатации;

технологические нарушения в системах очистки радиоактивных сред, вызывающие увеличение выброса РВ в окружающую среду сверх установленных пределов безопасной эксплуатации;

выход нейтронного ИИ вследствие возникновения самопроизвольной цепной реакции деления за установленные границы, если при этом характеристики указанного излучения превышают установленные пределы безопасной эксплуатации.

Термин "авария", имевшийся в ранее действовавших ФНП "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88/97), заменен в настоящих Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций на термин "авария на АС" (как синоним термина "авария на АС" в тексте комментируемого документа используется также термин "авария"), сделано это для того, чтобы отличать данный термин от термина "авария", используемого в других нормативных правовых актах, в частности, в Федеральном законе "О промышленной безопасности опасных производственных объектов".

В соответствии с комментируемым определением авария характеризуется тремя обязательными составляющими - ИС, путями протекания и последствиями (содержание этих понятий пояснено в комментариях к терминам 27, 52 и 57, а также в комментарии к термину 30).

2. АДМИНИСТРАЦИЯ АС (АДМИНИСТРАТИВНОЕ РУКОВОДСТВО АС) - руководители и другие работники АС, которые наделены эксплуатирующей организацией правами, обязанностями и ответственностью за безопасность АС на этапах сооружения, эксплуатации и вывода из эксплуатации АС.

Комментарий

Для непосредственной реализации производственных задач соответствующих этапов жизненного цикла АС и обеспечения ее безопасности эксплуатирующая организация АС (см. комментарий к определению термина 96) создает на площадке АС необходимые структурные подразделения, возглавляемые административным руководством АС.

На практике объем прав и обязанностей администрации АС может устанавливаться в должностных инструкциях руководителей АС, в положениях об АС (филиалах), принимаемых эксплуатирующей организацией, и других документах.

По сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), в текст определения внесены незначительные, в основном редакционные, корректировки.

3. АКТИВНАЯ СИСТЕМА (ЭЛЕМЕНТ) - система (элемент), функционирование которой зависит от нормальной работы другой системы (элемента), например, управляющей системы, системы электроснабжения или другой системы.

Комментарий

В отличие от пассивных систем и элементов (см. комментарий к определению термина 49), активные системы и элементы для выполнения своих предусмотренных проектом АС функций нуждаются в получении от другой системы или элемента энергии (электрической или иной), либо управляющего воздействия. Примерами активных систем (элементов) являются системы электроснабжения, ДГ, насосы, электроприводная арматура, пневмоприводная арматура.

4. АТОМНАЯ СТАНЦИЯ - сооружения и комплексы с ядерными реакторами, необходимыми системами, устройствами и оборудованием для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающиеся в пределах определенной проектом АС территории с необходимыми работниками (персоналом) и документацией; в состав АС могут также входить хранилища ядерного топлива и РАО.

Комментарий

Режимы и условия применения АС задаются в проекте АС и отражаются в соответствии с проектом в эксплуатационной документации.

Необходимый для эксплуатации АС персонал, его задачи и функции также устанавливаются проектом АС. Персонал является важнейшей составной частью АС, без которого она не может быть использована по назначению и для нее не могут быть обеспечены и постоянно поддерживаться в течение всего срока эксплуатации заданные проектом свойства и характеристики.

По сравнению c определением рассматриваемого термина, имевшегося в ранее действующих Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), текст определения в комментируемых Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций приближен к тому, как определяется ЯУ в Федеральном законе "Об использовании атомной энергии". Внесено уточнение, что в состав АС входит документация. Также уточнено, что в состав АС могут входить хранилища ЯТ и РАО.

5. АТОМНАЯ СТАНЦИЯ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ - АС, предназначенная для производства тепловой энергии для целей отопления и горячего водоснабжения.

Комментарий

Атомная станция теплоснабжения - один из видов АС (см. комментарий к определению термина 4).

Если кроме производства тепловой энергии АС предназначена также и для выработки электрической энергии, то такая АС называется атомной теплоэлектроцентралью.

6. АТОМНАЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ СТАНЦИЯ - АС, предназначенная для производства электрической энергии.

Комментарий

АЭС - самый распространенный вид АС (см. комментарий к определению термина 4).

Если на АЭС кроме электроэнергии производится некоторое количество тепловой энергии для целей теплофикации, то несмотря на это ее не относят к атомным теплоэлектроцентралям, поскольку основным предназначением такой АС, то есть целью создания, является производство электрической энергии.

7. АТОМНАЯ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СТАНЦИЯ - АС, предназначенная для производства электроэнергии и энергии для технологических целей.

Комментарий

Атомная энерготехнологическая станция - один из видов АС (см. комментарий к определению термина 4).

Вместе с производственным предприятием, на котором расположена такая АС, они образуют энерготехнологический комплекс, на котором АС обеспечивает производственный процесс предприятия необходимым теплом и электроэнергией.

8. АТТЕСТАЦИЯ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА - регламентированная процедура, состоящая в признании возможности использования ПС в заявленной области применения, а также получения с использованием ПС значений расчетных параметров с определенной погрешностью.

Комментарий

Требование к аттестации ПС, применяемых для обоснования безопасности и используемых в системах, важных для безопасности, имелось и ранее в ФНП "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций". Теперь в Общие положения обеспечения безопасности атомных станций внесено определение данного термина, отсутствовавшее ранее в ФНП.

В статью 26 Федерального закона "Об использовании атомной энергии" внесены изменения, из которых следует, что с целью построения расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность ОИАЭ, должны использоваться ПС для электронно-вычислительных машин, прошедшие экспертизу в организации научно-технической поддержки уполномоченного органа государственного регулирования безопасности. Порядок проведения экспертизы ПС для электронно-вычислительных машин устанавливается уполномоченным органом государственного регулирования безопасности.

9. БЕЗОПАСНОСТЬ АС (ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ АС) - свойство АС обеспечивать надежную защиту персонала, населения и окружающей среды от недопустимого в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии радиационного воздействия.

Комментарий

Проблема обеспечения безопасности всегда связана с наличием некоторой угрозы или опасности. Для АС - это угроза радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду. В Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций под безопасностью АС понимается ее ядерная и радиационная безопасность.

Основным технологическим процессом на АС является получение тепла за счет деления ЯТ, и основной специфической опасностью АС является ИИ, возникающее в процессе деления и в последующих ядерных процессах. Основным источником ИИ всех видов (альфа-, бета-, гамма-излучение, нейтронное) является ЯТ и радиоактивные продукты его деления. Сопутствующим источником радиационной опасности на АС являются различные виды излучения и РВ, образующиеся в результате облучения технологических сред и материалов нейтронным потоком реактора. Содержанием понятия "безопасность АС" является надежная защита от радиационного воздействия, связанного со всеми указанными явлениями.

Специфической особенностью процесса деления ядер в реакторе является также потенциальная возможность большого выделения энергии в случае возникновения неконтролируемой цепной реакции деления.

В документах МАГАТЭ все перечисленное охватывает термин "ядерная безопасность" (его определение приводится, в частности, в глоссарии МАГАТЭ по вопросам безопасностиРБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии , такое же понимание этого термина используется и в Конвенции о ядерной безопасности), исходя из того, что источником всех специфических опасностей ЯУ являются ядерные процессыРБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии .

________________

РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии IAEA Safety Glossary. Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection. 2016 Revision. IAEA, 2016.

РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии Вместе с тем, когда речь идет не о свойствах ядерной установки, а о защите людей от облучения в результате воздействия ИИ, в документах МАГАТЭ используется термин "радиационная защита".

В российской терминологии, связанной с ядерной технологией, сформировавшейся самостоятельно, исторически под термином "ядерная безопасность" понималось предотвращение самопроизвольной неконтролируемой цепной реакции деления. Это было закреплено также в названиях ведомственных и государственных контролирующих и надзорных органов, названных органами по ядерной безопасности.

Вопросами контроля излучения и защиты человека от радиации занимались другие структуры - санитарные органы системы здравоохранения, формировавшие целенаправленную систему норм и правил защиты от радиации, а также санитарные правила - правила радиационной безопасности.

При формировании в стране единой системы норм и правил в гражданской ядерной энергетике не сочли возможным разрушить сложившийся набор понятий, и для характеристик безопасности ЯУ стало использоваться сочетание двух терминов "ядерная и радиационная безопасность".

Безопасность является свойством, когда речь идет об объекте, создающем угрозу, и состоянием защищенности, когда речь идет об объектах (субъектах), на которые угроза направлена.

Пределы, которыми должно ограничиваться радиационное воздействие АС на персонал, население и окружающую среду, установлены в Федеральном законе "О радиационной безопасности населения" и в нормативных правовых актах соответствующих органов государственного регулирования безопасности, например, Роспотребнадзора.

Пути достижения безопасности АС определены в пункте 1.2.2, три условия, которые должны выполняться для того, чтобы АС удовлетворяла требованиям безопасности, указаны в пункте 1.2.1.

Определение термина "безопасность АС" изменено по сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) вследствие того, что в соответствии с международным консенсусом относительно содержания данного понятия, отраженного в частности, в нормах безопасности МАГАТЭ, оно не сводится к непревышению допустимых уровней радиационного воздействия при нормальной эксплуатации и нарушениях, вплоть до проектных аварий, а также к ограничению радиационного воздействия при ЗПА (см. комментарий к пункту 1.2.1).

10. БИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА - барьеры, в том числе строительные конструкции, предназначенные для защиты от ионизирующего излучения.

Комментарий

Комплекс конструкций, образующих экраны из защитных материалов, поглощающих нейтронное и гамма-излучения, которые устанавливаются между зоной, где находятся (или могут находиться) люди, и источниками ИИ с целью снижения интенсивности излучения до биологически допустимого уровня. Для ослабления нейтронного излучения применяют воду, бетон, графит и другие материалы, содержащие легкие атомы. Для ослабления гамма-излучения применяют сталь, свинец и другие материалы. Поскольку при поглощении нейтронов возникает вторичное (захватное) гамма-излучение, материалы биологической защиты располагают в определенном порядке - первыми от источника излучения располагают материалы с легкими атомами, далее - с более тяжелыми.

11. БЛОК АС - часть АС с РУ, выполняющая функцию АС в определенном проектом АС объеме.

Комментарий

Блоком АС называют часть АС, включающую РУ, которая может выполнить в определенном проектом АС объеме ту функцию, для выполнения которой сооружена АС (например, блок АС способен выполнить функцию по выработке электроэнергии). Существенным признаком блока АС является наличие в его составе РУ (а следовательно, ядерного реактора).

Все сооружения, системы и элементы АС могут быть разделены на блочные (относящиеся к определенному блоку АС) и общестанционные (то есть не входящие в состав блоков АС - это может быть как тепломеханическое, электротехническое, так и другое оборудование, здания и сооружения). Разделение на блочные и общестанционные сооружения, системы и элементы устанавливается в проекте АС.

12. БЛОЧНЫЙ ПУНКТ УПРАВЛЕНИЯ - часть блока АС, размещаемая в специально предусмотренных проектом АС помещениях и предназначенная для централизованного автоматизированного управления технологическими процессами, реализуемого оперативным персоналом и средствами автоматизации.

Комментарий

БПУ включает специально оборудованные помещения и установленные в них средства автоматизации. На нем постоянно работает смена оперативного персонала АС, осуществляющая управление технологическим процессом на блоке АС.

С БПУ осуществляется управление системами и элементами блока АС. Также с БПУ может осуществляться управление отдельными общестанционными системами и элементами. Каждый блок АС имеет, как правило, свой БПУ, хотя в ранних проектах АС иногда предусматривалось управление несколькими блоками АС из общего помещения пункта управления (такие АС эксплуатируются и сегодня в ряде стран, например, в США). Ранее вместо термина "блочный пункт управления" использовался термин "блочный щит управления", оба термина являются эквивалентными, но первый выражает понятие более корректно.

13. БОЛЬШОЙ АВАРИЙНЫЙ ВЫБРОС - выброс радиоактивных веществ в окружающую среду при аварии на АС, при котором необходимо выполнение мер защиты населения на границе зоны планирования защитных мероприятий на начальном периоде аварии, установленной в соответствии с требованиями норм и правил по размещению АС, и за ее пределами.

Комментарий

Цель введения данного термина - сблизить терминологию, используемую в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций, с международной практикой (в частности, с нормами безопасности МАГАТЭ), широко использующей термин "большой аварийный выброс", либо "большой ранний аварийный выброс". В тексте ранее действовавших Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) с той же целью использовался термин "предельный аварийный выброс" (такой термин являлся не вполне удачным, поскольку мог быть неправильно воспринят как свидетельствующий о достижении какого-то предела).

Величина большого аварийного выброса определяется на основании критериев для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории, установленных в нормах по радиационной безопасностиРБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии .

________________

РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии Используются установленные в Нормах радиационной безопасности критерии, относящиеся к уровню "Б", при достижении (при превышении) которых выполнение мер защиты необходимо, даже если эти меры связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

14. ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ БЛОКА АС - процесс, во время которого системы и оборудование АС (блока АС) начинают функционировать, а также проверяется их соответствие проекту АС и готовность к эксплуатации, завершающийся получением в установленном градостроительным законодательством порядке разрешения на ввод объекта в эксплуатацию. Ввод в эксплуатацию блока АС разделяется на этапы: предпусковые наладочные работы, физический пуск, энергетический пуск, опытно-промышленная эксплуатация.

Комментарий

После завершения монтажа систем и оборудования АС на блоке АС начинаются предпусковые наладочные работы, что является первым этапом ввода блока АС в эксплуатацию. Последним этапом ввода блока АС в эксплуатацию является его опытно-промышленная эксплуатация, завершающаяся получением в установленном порядке разрешения эксплуатировать блок АС.

В соответствии с Федеральным законом "Об использовании атомной энергии" приемка к эксплуатации ЯУ, радиационных источников и пунктов хранения должна осуществляться в комплексе со всеми предусмотренными в проекте указанных ОИАЭ объектами производственного и бытового назначения.

Данный термин - новый и введен в Общие положения обеспечения безопасности атомных станций для устранения противоречия с градостроительным законодательством. В ранее действовавших Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) применялся термин "ввод в эксплуатацию", который означал то же самое, что и рассматриваемый термин. Однако при этом возникало противоречие с градостроительным законодательством, заключавшееся в том, что в градостроительном законодательстве "ввод объекта в эксплуатацию" означает всего лишь завершающую процедуру, когда после всех предшествующих этапов выдается официальное разрешение на постоянную эксплуатацию объекта строительства.

15. ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ - качественный и количественный анализ безопасности АС, выполняемый для определения вероятностей реализации путей протекания и конечных состояний аварий, в том числе вероятностей тяжелых аварий и большого аварийного выброса.

Комментарий

Требования о выполнении ВАБ были включены в ранее действовавшие "Общие положения обеспечения безопасности АС" (ОПБ-88) после чернобыльской аварии. Сейчас этот важный метод анализа укрепился и получил существенное развитие во всех сферах деятельности, начиная от проектирования до эксплуатации, регулирования и надзора. Качественный анализ безопасности позволяет обоснованно выбрать важные последовательности аварийных событий, а количественный анализ позволяет определить их характеристики в показателях вероятности.

ВАБ является важным дополнением к детерминистическому анализу безопасности, позволяя оценить общий уровень безопасности АС в терминах вероятности наступления нежелательных событий (таких, например, как вероятность тяжелой аварии и вероятность большого аварийного выброса) и выявить "узкие места" в безопасности (ИС, системы, элементы, действия персонала, индивидуально или в комбинации вносящие значимый вклад в вероятность тяжелой аварии или большого аварийного выброса), не ограничивая анализ допущениями (такими, как "в системах безопасности рассматривается только один отказ одновременно"), принимаемыми, например, при детерминистическом анализе безопасности проектных аварий.

Одной из задач ВАБ является оценка соответствия АС установленным в пункте 1.2.17 целевым ориентирам, для чего требуется определить вероятность возникновения тяжелых аварий, а также вероятность большого аварийного выброса. В настоящее время помимо требований Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (см. комментарий к пункту 1.2.9) требования к ВАБ изложены также в ФНП "Основные требования к вероятностному анализу безопасности блока атомной станции", где они детализируются.

16. ВНЕШНИЕ ВОЗДЕЙСТВИЯ (СОБЫТИЯ) - воздействия характерных для площадки АС 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 АС объектах и другие.

Комментарий

К внешним событиям (воздействиям) относят воздействия природного происхождения, а также техногенного происхождения, для которых источник воздействия находится вне АС. Кроме того, к внешним воздействиям относят воздействия, вызванные источниками, хотя и находящимися в пределах площадки АС, но являющимися внешними по отношению к анализируемому блоку АС (например, взрывы сосудов под давлением, находящихся на соседнем блоке АС или относящихся к общестанционному оборудованию, пожары на площадке АС вне блока АС, радиационные аварии на соседних блоках АС, выбросы токсичных веществ из стационарных резервуаров, находящихся на площадке АС, или при их перевозке в пределах площадки АС и другие).

Номенклатура процессов, явлений и факторов природного и техногенного происхождения, способных оказать внешнее воздействие на АС, установлена в ФНП "Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на объекты использования атомной энергии".

17. ВНУТРЕННИЕ ВОЗДЕЙСТВИЯ (СОБЫТИЯ) - воздействия, возникающие при нарушениях нормальной эксплуатации, вызванных отказами элементов АС, либо ошибками персонала, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменение параметров среды (например, давления, температуры, химической активности), пожары и затопления.

Комментарий

К внутренним событиям (воздействиям) относят нарушения нормальной эксплуатации, вызванные источниками, относящимися к самому блоку АС, то есть события, связанные с отказами элементов АС (в том числе отказами типа самопроизвольного срабатывания), либо ошибками (ошибочными решениями) персонала. Внутреннее событие (воздействие) может вызывать вторичные эффекты, в том числе способные негативно повлиять на безопасность АС (такие как пожары, затопления, возникновение летящих предметов, "хлыстовое" биение трубопроводов, работающих под давлением при разрыве, высокоэнергетичные струи, ударные волны, высокие влажность, температура, давление, пульсация давления, радиационное воздействие и другие)РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии .

________________

РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии При выполнении анализов безопасности традиционно в состав внутренних событий включают потерю внешнего электроснабжения АС (хотя формально данное событие подпадает под определение внешнего события).

18. ВНУТРЕННЯЯ САМОЗАЩИЩЕННОСТЬ РУ - свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик.

Комментарий

По сути - это есть свойство устойчивости РУ по отношению к опасным воздействиям. Оно может обеспечиваться, в частности, следующими способами:

за счет естественных отрицательных обратных связей, когда реакция РУ уменьшает влияние потенциально опасного воздействия (например, отрицательное значение коэффициента реактивности по температуре топлива и температуре теплоносителя обеспечивает снижение мощности реактора при возмущениях, связанных с вводом положительной реактивности или с ухудшением теплоотвода от твэлов; наличие паровой подушки в компенсаторе объема смягчает возмущения по давлению в первом контуре за счет конденсации пара при росте давления и за счет испарения при снижении давления в первом контуре);

за счет инерционности процессов (например, большой запас воды в ПГ РУ типа ВВЭР обеспечивает в течение определенного времени приемлемые условия охлаждения активной зоны при потере электроснабжения собственных нужд АС и дает временной запас на принятие мер по введению в действие систем, обеспечивающих длительный теплоотвод от активной зоны);

за счет использования естественных физических свойств - таких, как вес, теплопроводность (например, теплоотвод от активной зоны посредством естественной циркуляции теплоносителя первого контура основан на том, что столб воды с меньшей температурой весит больше, чем равный по высоте столб воды с большей температурой, то есть явление естественной циркуляции основано на использовании силы тяжести);

за счет невосприимчивости к опасным воздействиям (например, использование такого свойства как негорючесть);

за счет использования проектных решений, исключающих опасные воздействия (например, разгруженность от давления).

19. ВОДОРОДНАЯ ВЗРЫВОЗАЩИТА - технические и организационные меры, обеспечивающие при нормальной эксплуатации АС, а также при нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, предотвращение детонации водородсодержащих смесей в оборудовании РУ и в пространстве, ограниченном герметичным ограждением РУ, а также ослабление воздействия горения водородсодержащих смесей на герметичное ограждение РУ и другие системы и элементы АС, важные для безопасности.

Комментарий

Цель обеспечения водородной взрывозащиты - предотвратить, либо ограничить вредное воздействие взрывов (детонации) и горения водородсодержащих смесей на оборудование РУ, а также на последний физический барьер на пути распространения РВ в окружающую среду - ГО РУ.

Требования к водородной взрывозащите помимо Общих положений обеспечения безопасности атомных станций излагаются также в ФНП по ЛСБ, а также в ФНП по водородной взрывозащите. В отличие от ранее действовавших ФНП, в которых требование обеспечения водородной взрывозащиты распространялось только на пространство, ограниченное ГО РУ, в действующих ФНП по ЛСБ установлено, что требование обеспечения водородной взрывозащиты распространяется также на оборудование РУ (это явилось следствием учета уроков, имевших место нарушений в работе АС).

Для обеспечения водородной взрывозащиты могут использоваться различные технические и организационные решения как направленные на исключение (снижение вероятности) образования водородсодержащих смесей, подверженных горению, в том числе детонационному (например за счет выбора соответствующих материалов, инертизации атмосферы внутри ГО, подбора соответствующего химического режима теплоносителя первого контура), так и на контроль концентрации газов, составляющих водородсодержащие смеси, и их термодинамических параметров и удержания их в безопасных границах (каталитические рекомбинаторы, системы дожигания водорода и другие).

20. ВЫВОД БЛОКА АС ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ - деятельность, осуществляемая после удаления ядерного топлива и других ядерных материалов с блока АС, направленная на достижение заданного конечного состояния блока АС, исключающая использование блока АС в качестве источника энергии и обеспечивающая безопасность персонала, населения и окружающей среды.

Комментарий

Вывод блока АС из эксплуатации осуществляется по окончании проектного (либо дополнительного) срока службы. Также вывод блока АС из эксплуатации может быть осуществлен внепланово и ранее (см. комментарий к пункту 5.9). Главная цель, которая должна быть при этом достигнута, заключается в обеспечении радиационной безопасности выводимого из эксплуатации блока АС путем реализации соответствующих мероприятий по удалению радиоактивных компонентов и организации необходимой защиты.

21. ГЕРМЕТИЧНОЕ ОГРАЖДЕНИЕ - совокупность элементов блока АС, включая строительные конструкции, которые ограждая пространство вокруг РУ или другого объекта, содержащего радиоактивные вещества, образуют предусмотренную проектом АС границу и препятствуют распространению радиоактивных веществ и ионизирующего излучения в окружающую среду в количествах, превышающих установленные пределы.

Комментарий

ГО РУ - один из физических барьеров, наличие которого для АС требуют Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. Помимо ГО РУ в проекте АС ФНП "Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности атомных станций" допускают, при наличии соответствующего обоснования, применение ГО и для других объектов, содержащих РВ. В любом случае ГО является элементом ЛСБ. Специальные требования к ГО помимо Общих положений обеспечения безопасности атомных станций установлены в ФНП "Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности атомных станций", "Правила обеспечения водородной взрывозащиты на атомной станции", а также в Санитарных правилах проектирования и эксплуатации атомных станций.

В соответствии с положениями ФНП проектом АС должен быть установлен перечень элементов АС, входящих в состав ГО, включая:

стальные или железобетонные строительные конструкции, в том числе с системой предварительного напряжения, с герметизирующей облицовкой;

изделия, устанавливаемые в строительные конструкции ГО (проходки, люки, двери, шлюзы, перепускные и предохранительные устройства, а также закладные детали этих элементов);

участки трубопроводных коммуникаций, пересекающих ГО или подсоединяемых к ГО, в пределах изолирующих устройств и изолирующие устройства;

оборудование и трубопроводные коммуникации, выходящие за пределы строительных конструкций ГО и участвующие в формировании зоны локализации аварии.

22. ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ - анализ безопасности АС при заданных эксплуатационных состояниях АС, постулируемых исходных событиях и заданном состоянии систем и элементов, влияющих на пути протекания аварии, выполняемый с целью подтверждения соответствия АС установленным критериям безопасности и (или) проектным пределам.

Комментарий

Детерминистический анализ безопасности является исторически первым и основным методом обоснования безопасности АС.

Суть детерминистического метода обоснования безопасности состоит в том, что для выбранных по определенным правилам ИС (либо аварийных сценариев) обосновывается соблюдение установленных проектных пределов, либо критериев безопасности. При этом анализ выполняется с рядом также установленных по определенным правилам допущений. Могут использоваться следующие допущения: единичный отказ в СБ (при анализе проектных аварий), выбор исходного состояния и допущений о работоспособности систем нормальной эксплуатации, исходя из требования обеспечения консервативного подхода (для анализа проектных аварий), и другие. Результаты анализа сравниваются с определенным числом (числами) или условием (условиями) - например, при детерминистическом анализе проектных аварий этим числами могут являться значения проектных пределов, а при анализе ЗПА такими условиями могут являться выполнение критериев безопасности, установленных для ЗПА, а также подтверждение обоснованности принятой в анализе стратегии управления ЗПА (достижение целей управления ЗПА).

Следует отметить, что при выполнении детерминистического анализа могут использоваться и определенные вероятностные соображения - так при отборе ИС для анализа проектных аварий и назначении для них проектных пределов учитывается оцененная вероятность возникновения ИС в соответствии с требованиями ФНП.

23. ЖИВУЧЕСТЬ - свойство систем и элементов (в том числе пунктов управления) выполнять возложенные на них функции, несмотря на полученные повреждения.

Комментарий

Данный термин является новым и характеризует важное свойство систем, элементов и пунктов управления АС. В тексте Общих положений обеспечения безопасности атомных станций он используется при формулировании требований к пунктам управления (БПУ и РПУ). Учет этого требования в проекте АС позволяет обеспечить возможность осуществления управления блоком АС с БПУ и РПУ при наличии определенных повреждений этих пунктов управления (вызванных, например, внутренними или внешними воздействиями, в том числе воздействиями аварий).

24. ЗАВИСИМЫЙ ОТКАЗ - отказ системы (элемента), являющийся следствием другого отказа или события.

Комментарий

К зависимым отказам относится, например, отказ выполнения функции канала САОЗ вследствие разрыва трубопровода первого контура, к которому он присоединен. При этом сам упомянутый канал системы функционирует нормально, однако, подаваемая каналом вода теряется бесполезно, истекая через разрыв, то есть имеет место отказ канала (канал не выполняет предусмотренную проектом АС функцию). См. также комментарий к определению термина 46.

Другими примерами зависимых отказов являются:

отказ электроприводного оборудования при отказе питающей его электрической секции (сборки);

отказ оборудования управляющих систем из-за отказа системы вентиляции, охлаждающей помещения, в которых расположены технические средства управляющих систем.

25. ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами элементов систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

Комментарий

ЗПА выходит за рамки, в которых протекают проектные аварии, составляющие основу для проектирования СБ (см. комментарий к определению термина 63). ЗПА могут иметь более тяжелые последствия, чем проектные аварии, например, расплавление активной зоны. Такие аварии рассматриваются и анализируются в проекте АС с целью определения способов уменьшения их последствий, обоснования стратегии управления ими, по результатам анализа разрабатываются специальные руководства по управлению ЗПА. При анализе таких аварий используется не консервативный, а реалистический подход, то есть подход, при котором не делаются намеренно допущения, приводящие к заведомо более неблагоприятным результатам анализа, а моделирование процессов, насколько это возможно, осуществляется так, чтобы оно отражало их реальное протекание.

Для целей управления ЗПА в проекте АС предусматриваются специальные технические средства по управлению ЗПА. Кроме того, для управления ЗПА могут использоваться все имеющиеся на АС в исправном состоянии технические средства как предназначенные для нормальной эксплуатации, так и относящиеся к СБ.

Наименование "запроектная авария" означает: за рамками аварий, составляющих основу для проектирования СБ. После тяжелых аварий на АЭС Три Майл Айленд (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС в 1986 г.анализ ЗПА и способов управления ими стал важнейшей составляющей обоснования безопасности.

26. ЗАЩИТНЫЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы) безопасности, предназначенные для исполнения функции по предотвращению или ограничению повреждения ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества.

Комментарий

Системы (элементы), непосредственно исполняющие при проектных авариях ФБ по защите от повреждения твэлов (ЯТ, оболочек твэлов) и других упомянутых в определении элементов. Примерами защитных СБ являются: система аварийной защиты реактора, САОЗ, система защиты контура теплоносителя от превышения давления и другие.

27. ИСХОДНОЕ СОБЫТИЕ - единичный отказ в системе (элементе) АС, внутреннее или внешнее воздействие или ошибка персонала, либо сочетания указанных событий, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и (или) условий безопасной эксплуатации.

Комментарий

ИС в зависимости от того, как будут функционировать системы АС (системы нормальной эксплуатации, СБ и специальные технические средства) и персонал, могут получить развитие в предаварийные ситуации и в аварии. Некоторые ИС сразу приводят к авариям, например, разрывы трубопроводов, содержащих радиоактивный теплоноситель.

Новизна представленного определения, по сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), состоит в том, что к ИС могут быть отнесены в определенных случаях сочетания событий (см. комментарий к пункту 1.2.9).

28. КАНАЛ СИСТЕМЫ - часть системы, выполняющая в заданном проектом АС объеме функцию системы.

Комментарий

Канальное построение систем (в частности, СБ) обычно используется для обеспечения необходимой надежности систем посредством реализации принципов резервирования и независимости.

Канал системы может быть способен выполнить функцию системы в целом (в этом случае говорят о полном резервировании, например, в проекте АЭС с РУ ВВЭР-1000 имеются три канала САОЗ, работы любого из которых достаточно для выполнения функции системы при проектных авариях - резервирование 3·100%) или в какой-то части (частичное резервирование, например, в соответствии с обоснованием безопасности в проекте АЭС-2006 предусмотрено четыре канала СПОТ от ПГ, работы трех из которых достаточно для выполнения системой своих функций - резервирование 4·33%).

Канальное построение систем может использоваться как в СБ (вышерассмотренные примеры с САОЗ и СПОТ), так и в системах нормальной эксплуатации (например, несколько каналов системы подпитки первого контура), а также в специальных технических средствах для управления ЗПА (например, наличие нескольких мобильных ДГ и мотопомп для сценариев с полным обесточиванием АС и потерей отвода тепла к конечному поглотителю).

29. КВАЛИФИКАЦИЯ ПЕРСОНАЛА (КВАЛИФИКАЦИЯ) - уровень подготовленности лица из числа руководителей и работников АС и других организаций, выполняющих работы, оказывающие влияние на безопасность АС, включая базовое специальное образование, профессиональные знания, навыки и умения, а также опыт работы, обеспечивающий качество и безопасность эксплуатации АС при выполнении должностных обязанностей.

Комментарий

Требуемый уровень квалификации персонала обеспечивается эксплуатирующей организацией и администрацией АС путем систематической работы по подбору, профессиональной подготовке и поддержанию квалификации персонала на основе установленных квалификационных требований, как указано в разделе 4.3.

30. КОНЕЧНОЕ СОСТОЯНИЕ АВАРИИ - установившееся в результате аварии контролируемое состояние систем и элементов АС, которое может поддерживаться в течение неограниченного времени.

Комментарий

Согласно определению термина 1 авария характеризуется ИС, путями протекания и последствиями. Последствиями же аварии, как сказано в определении термина 52, является возникшая в результате аварии радиационная обстановка, наносящая убытки и вред за счет превышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

Исходя из этого, можно считать, что конечное состояние аварии достигнуто, если соблюдаются следующие условия:

произошла стабилизация основных параметров РУ и АС, прекращена СЦР, обеспечивается отвод остаточного тепловыделения твэлов;

АС находится под контролем персонала, ее состояние не может существенно измениться вследствие незначительного изменения параметров, то есть является устойчивым, и, кроме того, отсутствуют неконтролируемые и неуправляемые процессыРБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии , не связанные со случайными отказами оборудования АС, угрожающие выходу из достигнутого состояния;

________________

РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии Вызванные, например, исчерпанием запасов воды, топлива (при невозможности пополнения), разрядкой аккумуляторных батарей.

дальнейшее ухудшение радиационных последствий аварии прекратилось.

Примерами конечных состояний могут быть: состояние АС в режиме установившегося охлаждения активной зоны после аварии с потерей теплоносителя первого контура в пределах ГО при расхоложенной или нерасхоложенной РУ или установившийся режим охлаждения расплавленной активной зоны реактора в ловушке расплава.

31. КОНЕЧНЫЙ ПОГЛОТИТЕЛЬ - внешняя среда (водный объект или атмосфера), которой передается тепло энерговыделения ядерного топлива.

Комментарий

В этом термине ключевым является слово "конечный", которое обозначает последнюю ступень поглощения тепла. Среда является конечным поглотителем, если она всегда (при любом состоянии систем АС) способна принять тепло энерговыделения ЯТ, поэтому в качестве конечного поглотителя тепла рассматривают атмосферу, или естественный, или искусственный водный объект значительного объема, позволяющий принимать тепло неограниченно длительное время. Водоемы и резервуары, не удовлетворяющие этим критериям (например, брызгальные бассейны), к конечному поглотителю тепла относить не принято (так как в силу своего ограниченного объема они способны принимать тепло энерговыделения лишь ограниченное время).

32. КОНСЕРВАТИВНЫЙ ПОДХОД - подход к проектированию и конструированию, когда при анализе аварий за счет выбора значений параметров и характеристик АС и площадки АС и (или) других методов обеспечивается получение более неблагоприятных результатов.

Комментарий

Консервативный подход позволяет в определенной степени компенсировать возможное негативное влияние на безопасность АС неполноты знаний разработчиков проекта и конструкторов, несовершенство используемых при проектировании и конструировании расчетных методов и моделей за счет выбора такой методики анализа аварий, которая обеспечивает получение более неблагоприятных с точки зрения соблюдения установленных пределов и критериев безопасности результатов.

Ранее требование использования консервативного подхода подразумевало обязательное использование параметров и характеристик АС (в частности, исходных и граничных условий), которые приводят к заведомо более неблагоприятным результатам: в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций это требование заменено с учетом современного международного понимания понятия "консервативный подход" более гибким, в соответствии с которым консервативный подход считается выдержанным, если получение более неблагоприятных результатов при анализе аварий обеспечивается за счет использования разных методов (например, выбора начальных и граничных условий, соответствующих допущений анализа, выбора для расчетов соответствующего ПС, соответствующей обработки результатов расчетов и других).

Консервативный подход должен использоваться (в соответствии с требованиями пункта 1.2.9), в частности, при детерминистическом анализе проектных аварий. Расчетные обоснования принимаемых конструкторских и проектных решений также должны быть консервативными. Данный подход не должен использоваться при выполнении анализов, необходимых для разработки эксплуатационной документации, такой как эксплуатационные инструкции, а также документации, определяющей действия при авариях (инструкции по ликвидации аварий и руководства по управлению ЗПА). Для целей разработки противоаварийной документации должен применяться подход, дающий, по возможности, реалистические результаты. В противном случае указанные инструкции и руководства будут давать оператору неправильную ориентировку для действий, которые необходимо предпринять.

33. КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРА (ПЕРВЫЙ КОНТУР) - контур вместе с системой компенсации объема (при ее наличии), предназначенный для циркуляции теплоносителя через активную зону в установленных проектом АС режимах и условиях эксплуатации.

Комментарий

Контур теплоносителя реактора включает главный циркуляционный контур и систему компенсации объема (на АС с реакторами типа ВВЭР), контур многократной принудительной циркуляции (на АС с реакторами типа РБМК), основной циркуляционный контур (на АС с реакторами типа ЭГП), оборудование и трубопроводы натриевого контура, охлаждающего реактор (на АС с РУ типа БН). Трубопроводы присоединенных систем, находящиеся под рабочим давлением теплоносителя, охлаждающего реактор, относятся к первому контуру, как правило, до первой изолирующей или иной арматуры.

В рассматриваемый термин внесено уточнение по сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), а именно: наименование "компенсатор давления" заменено наименованием "компенсатор объема". Последнее наименование использовалось с самого начала разработки таких систем для первых блоков Нововоронежской АЭС. Однако в дальнейшем, очевидно в результате попыток перевода английского термина "pressurizer", оно было заменено на "компенсатор давления", что неправильно по сути, ибо компенсируется не давление, а объем теплоносителя, изменяющийся вследствие изменений температуры.

34. КОНЦЕПЦИЯ "ТЕЧЬ ПЕРЕД РАЗРУШЕНИЕМ" - подход к проектированию трубопроводов, опирающийся на доказанный механизм развития образовавшейся трещины, при котором течь, обнаруживаемая предусмотренными проектом АС техническими средствами, появляется раньше, чем трещина достигает критических размеров.

Комментарий

Комментируемый термин обозначает новую концепцию, применение которой теперь вошло в Общие положения обеспечения безопасности атомных станций в качестве регулирующего требования. Применение этой концепции позволяет считать защиту от поперечных разрывов больших трубопроводов, в отношении которых она применена, основанной на свойстве внутренней самозащищенности.

35. КРИТЕРИИ БЕЗОПАСНОСТИ - значения параметров и (или) характеристики АС, в соответствии с которыми обосновывается ее безопасность и которые установлены нормативными документами, либо в проекте АС. Критерии безопасности, установленные в проекте АС, не должны противоречить требованиям нормативных документов.

Комментарий

Критериями, установленными в нормативных документах, являются, например, представленные в Федеральном законе "О радиационной безопасности населения", в нормах радиационной безопасности основные пределы доз для персонала и населения, а также дозы облучения персонала и населения на границе санитарно-защитной зоны АС при проектных авариях.

По сути многие требования ФНП являются критериями безопасности. Критерии безопасности, не противоречащие требованиям нормативных документов, могут также устанавливаться в проекте АС его разработчиками.

36. КУЛЬТУРА БЕЗОПАСНОСТИ - набор характеристик и особенностей деятельности организаций и поведения отдельных лиц, который устанавливает, что вопросам обеспечения безопасности АС, как обладающим высшим приоритетом, уделяется внимание, определяемое их значимостью.

Комментарий

Новое определение отличается от прежнего определения Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) более общим характером - культура безопасности рассматривается не только как набор характеристик отдельных лиц, но также и организаций. Такое определение соответствует современному принятому в международной практике пониманию этого термина. Принципы формирования и поддержания культуры безопасности установлены в пункте 1.2.21.

37. ЛОКАЛИЗУЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы) безопасности, предназначенные для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом АС границы и выхода их в окружающую среду.

Комментарий

СБ, предназначенные для выполнения при проектных авариях функции удержания РВ и ИИ в установленных проектом границах, например, в пределах защитной оболочки или других помещений. К ним относится не только ГО, но и иные системы, в частности, системы, предназначенные для ограничения давления и концентрации РВ в пределах ГО (например, спринклерная система, вентиляционно-охладительные системы, в том числе пассивные, осуществляющие теплоотвод от ГО, либо фильтрацию РВ), системы, осуществляющие водородную взрывозащиту и другие.

Как правило, технические средства, входящие в состав ЛСБ, в современных проектах АС используются для удержания РВ и при ЗПА. Если же для каких-то ЗПА задачу удержания РВ в установленных границах решить не удается, то принимаются меры по решению другой задачи - ограничению выхода РВ.

Требования к ЛСБ содержат как Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, так и иные ФНП.

38. НАРУШЕНИЕ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АС - нарушение в работе АС, при котором произошло отклонение от установленных эксплуатационных пределов и (или) условий. При этом могут быть нарушены и другие установленные проектом АС пределы и (или) условия, включая пределы и (или) условия безопасной эксплуатации.

Комментарий

Термин "нарушение нормальной эксплуатации АС" обозначает состояние АС, при котором произошел выход за установленные для нормальной эксплуатации эксплуатационные пределы и условия. При этом степень выхода не определена и может быть любой (см. приложение N 4 к настоящему Руководству по безопасности).

В зависимости от степени выхода состояния АС за границы, установленные для нормальной эксплуатации, различают эксплуатацию с отклонениями (термин 95), предаварийные ситуации (термин 53) и аварии (термин 1).

39. НЕЗАВИСИМЫЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) - такие системы (элементы), у которых отказ одной системы (элемента) не приводит к отказу другой системы (элемента).

Комментарий

Независимость систем (элементов) достигается за счет их функционального и физического разделения.

Наличие независимых друг от друга каналов систем (как защитных, ЛСБ, так и соответствующих управляющих и обеспечивающих СБ) позволяет повысить надежность выполнения ими ФБ (реализация требуемого Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций применения в СБ принципов независимости и резервирования).

Независимыми должны быть, в соответствии с требованиями Общих положений обеспечения безопасности атомных станций, также и СБ разных блоков многоблочной АЭС.

Использование для выполнения функций на одном из уровней ГЭЗ систем (элементов), независимых от систем (элементов), задействованных для выполнения функций на другом уровне ГЭЗ, - один из путей обеспечения нормативного требования Общих положений обеспечения безопасности атомных станций о принятии мер по обеспечению независимости уровней ГЭЗ.

40. НЕОБНАРУЖИВАЕМЫЙ ОТКАЗ - отказ системы (элемента), который не проявляется в момент своего возникновения при эксплуатации АС и не выявляется предусмотренными средствами контроля в соответствии с регламентом технического обслуживания и проверок.

Комментарий

Такие отказы возможны в случаях, если система или элемент недоступны для контроля ни при работе РУ на мощности, ни при остановленном реакторе, либо если для этого не предусмотрены необходимые технические средства. Каждый элемент АС, подверженный необнаруживаемому отказу, при анализе безопасности следует считать неработоспособным в момент появления требования на его функционирование, вследствие чего проектные решения, при которых возможны такие отказы, могут быть нецелесообразными.

Следует отличать необнаруживаемые отказы от скрытых отказов (скрытыми отказами являются отказы, не выявляемые в момент их возникновения, но выявляемые при очередном техническом обслуживании или при возникновении требования на работу соответствующего элемента). Возможность возникновения скрытых отказов учитывается при анализе безопасности в соответствии с положениями пункта 1.2.12.

41. НОРМАЛЬНАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ - эксплуатация АС в определенных проектом АС эксплуатационных пределах и условиях.

Комментарий

Нормальная эксплуатация включает состояния блоков АС с отклонениями параметров, не превышающими установленные эксплуатационные пределы, поддерживаемые функционированием систем нормальной эксплуатации и оператором. Также к нормальной эксплуатации относят предусмотренные проектом АС и отраженные в технологическом регламенте эксплуатации блока АС переходные режимы между состояниями, относящимися к нормальной эксплуатации. При нормальной эксплуатации должны соблюдаться также и условия безопасной эксплуатации (см. комментарий к термину 86).

42. ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА - планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы все работы по созданию и эксплуатации АС проводились установленным образом, а их результаты удовлетворяли предъявленным к ним требованиям.

Комментарий

Деятельность по обеспечению качества охватывает все стадии создания, эксплуатацию и вывод из эксплуатации АС, включая обоснование проектов, поставку и использование материалов и оборудования, изготовление, монтаж, инспектирование и испытания, разработку эксплуатационных и прочих руководств для выполнения работ, а также сами руководства. В рамках этой деятельности регламентируется весь процесс достижения необходимого качества, а не только его конечный результат. Существенным элементом всей деятельности по обеспечению качества является документальное подтверждение того, что все задачи выполнены в соответствии с требованиями, отклонения выявлены и исправлены, а также приняты меры против повторения допущенных ошибок. Эта деятельность обеспечивается необходимыми ресурсами и руководящими документами, включая программы обеспечения качества.

43. ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы) безопасности, предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования.

Комментарий

ФБ обеспечивающих систем состоит в поддержке функционирования других СБ, выполняющих защитные, локализующие, управляющие или обеспечивающие функции. Характерной особенностью обеспечивающих систем является то, что они зачастую являются общими для нескольких СБ, выполняющих различные ФБ (например, могут применяться такие проектные решения, когда одна совокупность каналов защитных, локализующих, управляющих и обеспечивающих систем независима от аналогичной совокупности других каналов этих систем - в частности, в проекте АС с реакторами типа ВВЭР-1000 функционирование каждого из трех каналов САОЗ обеспечивается независимыми друг от друга каналами САЭ (а также независимыми друг от друга каналами системы технической воды потребителей СБ), эти же независимые каналы САЭ обеспечивают функционирование трех независимых каналов спринклерной системы).

Примерами обеспечивающих СБ являются САЭ, система технической воды потребителей СБ, системы вентиляции помещений СБ и другие системы.

44. ОБИТАЕМОСТЬ - совокупность факторов, характеризующих условия пребывания персонала в помещении и обеспечивающих возможность осуществления персоналом нормальной профессиональной деятельности.

Комментарий

К таким факторам относятся: температура в помещении, загрязненность воздуха, радиационная обстановка, освещенность, уровень шума и другие факторы, влияющие на работоспособность человека. В тексте Общих положений обеспечения безопасности атомных станций комментируемый термин используется при формулировании требований к пунктам управления (БПУ и РПУ).

45. ОПЫТНО-ПРОМЫШЛЕННАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ - этап ввода АС (блока АС) в эксплуатацию после энергетического пуска, завершающийся получением в установленном порядке разрешения эксплуатировать блок АС.

Комментарий

Этап опытно-промышленной эксплуатации начинается после завершения этапа энергетического пуска и корректировки на основе его результатов эксплуатационной документации. Блок АС эксплуатируется в режиме работы по прямому назначению (например, блок АЭС - в режиме выработки электроэнергии в сеть), в том числе на номинальной мощности РУ, подтверждаются все его проектные характеристики. Этап завершает ввод в эксплуатацию блока АС.

Определение этого термина уточнено в связи с заменой прежнего термина "ввод в эксплуатацию" термином "ввод в эксплуатацию блока АС" для приведения в соответствие с положениями Градостроительного кодекса Российской Федерации.

46. ОТКАЗЫ ПО ОБЩЕЙ ПРИЧИНЕ - отказы систем (элементов), возникающие вследствие одного отказа или ошибки персонала или внутреннего, или внешнего воздействия (события), или иной причины.

Комментарий

Отказами по общей причине называют отказы двух или более элементов (систем), вызванных одной и той же (общей) причиной. Такой общей причиной может быть, в частности, отказ системы (элемента), необходимой для функционирования других систем (элементов) - в этом случае говорят о зависимом отказе (зависимый отказ двух и более элементов или систем является частным случаем отказов по общим причинам), например, отказ систем (элементов), требующих электроснабжения при отказе источника электроснабжения.

Другой общей причиной может стать ошибка (ошибочное решение) персонала, примером может служить отказ системы аварийной подачи питательной воды в ПГ на АЭС Три Майл Айленд вследствие того, что после проведения технического обслуживания указанной системы задвижки на напоре системы были ошибочно закрыты.

Внутренние и внешние воздействия могут также являться общей причиной возникновения множественных отказов (отказов по общей причине), например, пожар может привести к множественным отказам систем и элементов, подвергшихся воздействию поражающих факторов пожара, а сейсмическое воздействие определенной интенсивности - к повреждению систем и элементов АС, не рассчитанных на такое воздействие, что, в случае если такие повреждения сопровождаются обрушениями, пожарами, затоплениями или иными вторичными поражающими факторами, может вызвать повреждения (отказы) и других систем и элементов АС.

Иными причинами отказа, упоминаемыми в определении данного термина, могут быть ошибки при проектировании, изготовлении, техническом обслуживании и другие. Отказам по общей причине могут подвергаться как одинаковые элементы из-за ошибок при проектировании, изготовлении, техническом обслуживании и эксплуатации, так и элементы разного типа и назначения. В частности, общей причиной, связанной с проектированием, могут быть не выявленные при проектировании механизмы деградации элемента или факторы опасности, неудовлетворительное решение вопросов контроля и регулирования, наличие зависимостей между резервирующими элементами или каналами, проектные ошибки. При изготовлении и приемке оборудования причиной отказов по общей причине могут стать неудовлетворительный контроль качества, непредставительность испытаний. Отказы по общей причине также возможны вследствие ошибок в ПО.

47. ОШИБКА ПЕРСОНАЛА - единичное непреднамеренное неправильное действие или единичный пропуск правильного действия при управлении системами и элементами АС, или единичное непреднамеренное неправильное действие, или пропуск правильного действия при техническом обслуживании или ремонте систем и элементов АС.

Комментарий

Случайная (непреднамеренная) ошибка, совершаемая в результате какого-либо единичного неверного действия или единичного пропуска правильного действия.

Примерами ошибок персонала являются:

выбор неправильного ключа управления из группы рядом находящихся на панели управления похожих ключей;

пропуск операции контроля значения давления на входе в насос перед выдачей команды на запуск насоса;

подключение управляющего кабеля к неверному месту присоединения в процессе проведения технического обслуживания или ремонта;

невыполнение операции контроля уровня масла в механизме после замены масла при ТОиР.

48. ОШИБОЧНОЕ РЕШЕНИЕ - неправильное выполнение или невыполнение персоналом АС ряда установленных действий из-за неверной оценки протекающих процессов.

Комментарий

В отличие от ошибки персонала, под ошибочным решением понимают совокупность нескольких действий, которые неправильно выполняются (либо неправильно не выполняются) персоналом вследствие того, что он неверно оценил сложившуюся на АС ситуацию.

Примером ошибочного решения могут служить действия персонала в ходе развития аварии на АЭС Три Майл Айленд, когда персонал не распознал возникшую течь первого контура через незакрывшийся предохранительный клапан компенсатора объема, вследствие чего давал команды на уменьшение расхода от системы аварийной подпитки первого контура, что стало одной из причин утраты адекватного охлаждения активной зоны и перехода аварии в тяжелую стадию.

49. ПАССИВНАЯ СИСТЕМА (ЭЛЕМЕНТ) - система (элемент), функционирование которой связано только с вызвавшим ее работу событием и не зависит от работы другой системы (элемента), например управляющей системы, системы электроснабжения. 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).

Комментарий

Пассивное устройство (элемент) реализует пассивный принцип действия, то есть его действие является реакцией на появление факторов, характеризующих событие, требующее работы этого устройства. Такими факторами могут быть давление, температура, поток среды и другие. Необходимая для действия пассивного устройства энергия сообщается ему в результате процессов, происходящих при вызвавшем его работу событии, или запасена в нем самом.

Другими примерами пассивных устройств, кроме приведенных в тексте определения, являются ГО, предохранительные клапаны прямого действия (работающие без команд от систем управления), теплообменники, аккумуляторные батареи, гидроаккумуляторы, гидрозатворы, мембраны и другие.

Необходимо отметить, что привлекательность применения пассивных систем (элементов) связана с перспективой получения существенно лучших показателей надежности выполнения требуемых функций, в том числе за счет того, что они свободны от вмешательства оператора, а следовательно, от влияния ошибок и ошибочных решений при управлении ими, а также от влияния на их функционирование обеспечивающих и управляющих систем. Средства контроля и проверки функциональных свойств пассивных систем, в том числе и активные, не влияют на отнесение системы (элемента) к пассивным, если функционирование системы (элемента) по прямому назначению не зависит от указанных средств контроля и проверки.

50. ПОВРЕЖДЕНИЕ ТВЭЛОВ - нарушение хотя бы одного из установленных для твэлов пределов повреждения.

Комментарий

Установленные пределы повреждения твэлов для наиболее распространенных в России РУ приводятся в Правилах ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, а для остальных РУ - в проектах РУ и АС.

51. ПОРОГОВЫЙ ЭФФЕКТ - существенное скачкообразное ухудшение безопасности АС (блока АС), вызванное небольшими изменениями параметров.

Комментарий

Новый термин, введенный с целью обеспечения гармонизации с нормами безопасности МАГАТЭ, в которых данный термин появился не так давно. Пороговый эффект - это резкий переход от одного состояния АС к другому (значительное изменение условий на АС) после небольшого отклонения одного из параметров (который может относиться как к системам и элементам АС, так и к внешним воздействиям).

Например, пороговым эффектом можно признать ситуацию, когда небольшое превышение интенсивности внешнего наводнения над величиной, подлежащей учету в проекте АС, приводит к выходу из строя вследствие затопления и СБ, и технических средств по управлению ЗПА так, что на АС не остается работоспособных технических средств для осуществления одной из основных ФБ - отвода тепла от реакторов и БВ, вследствие чего наступление тяжелой аварии из-за утраты теплоотвода становиться неизбежным.

Также к возникновению порогового эффекта могли приводить использовавшиеся на блоках ВВЭР первого поколения (до их модернизации) схемы электроснабжения собственных нужд АС, не предполагавшие полную независимость каналов систем (в том числе каналов СБ) - отказ использовавшегося в их составе так называемого общеблочного щита постоянного тока (например, вследствие короткого замыкания или вследствие иного отклонения параметров электрической сети) мог вызвать зависимый отказ регуляторов уровня в ПГ, отказ управления стопорными и регулирующими клапанами турбины, а также нарушение полноценного управления СБ, что в условиях отсутствия блокировок по повышению уровня в ПГ, прекращающих подачу питательной воды в ПГ (недостаток второго уровня ГЭЗ), могло вызвать серьезное повреждение турбины, а также, вследствие этого, СБ, расположенных в машинном зале, задействованных в осуществлении ФБ отвода тепла от реактора. В условиях отсутствия в изначальных проектах АС специальных технических средств для осуществления отвода тепла от реактора при ЗПА это представляло реальную угрозу реализации тяжелой аварии (пороговый эффект состоял в этом случае в том, что отказ одного элемента - общеблочного щита постоянного тока, мог вызвать каскадное, вплоть до тяжелой аварии, ухудшение состояния АС вследствие отказа по общей причине систем и элементов, относящихся к разным уровням ГЭЗ).

Основные направления снижения негативного влияния порогового эффекта на безопасность АС - это обоснование и применение проектных запасов, а также реализация полноценной ГЭЗ, прежде всего, принятие мер по обеспечению независимости технических средств, задействованных на разных уровнях ГЭЗ (исключение их взаимного влияния, а также обеспечение их защиты от отказов по общим причинам, в том числе вследствие одного и того же внутреннего или внешнего воздействия).

52. ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИИ - возникшая в результате аварии радиационная обстановка, наносящая убытки и вред за счет превышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

Комментарий

В определении термина имеются в виду пределы радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду, установленные для нормальной эксплуатации.

Последствия аварии определяются в зависимости от времени, прошедшего после ее начала.

53. ПРЕДАВАРИЙНАЯ СИТУАЦИЯ - нарушение пределов и/или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

Комментарий

Термин "предаварийная ситуация" описывает такое состояние АС, которое еще не является аварией, но уже отличается от совокупности исходных состояний АС, покрываемых представленным в ООБ АС анализом безопасности. Поскольку безопасность эксплуатации АС в таком состоянии не обоснована, Общие положения обеспечения безопасности атомных станций требуют при нарушении пределов и условий безопасной эксплуатации (то есть при возникновении предаварийной ситуации) остановки блока АС и перевода его в предусмотренное проектом АС безопасное состояние.

54. ПРЕДВЕСТНИК ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ - выявленное в ходе эксплуатации отклонение АС от проектных характеристик, либо реализовавшееся при эксплуатации событие, которое не привело к тяжелой аварии, но свидетельствует о наличии серьезного недостатка в конструкции оборудования, проекте АС или в эксплуатации АС, либо является значимой частью аварийной последовательности, которая могла привести к тяжелой аварии.

Комментарий

Новый термин, отражающий новое требование, введенное с целью гармонизации Общих положений обеспечения безопасности атомных станций с передовой международной практикой.

В соответствии с представленным определением, предвестники тяжелой аварии бывают двух видов: связанные с возникновением ИС нарушения нормальной эксплуатации и не связанные с возникновением какого-либо ИС.

В первом случае для отнесения к предвестникам тяжелой аварии требуется, чтобы реализовавшаяся часть аварийной последовательности (ИС + последующая работа или отказ систем АС + действия персонала) являлась значимой частью аварийной последовательности, ведущей к тяжелой аварии (иными словами, условная вероятность перехода реализовавшейся части аварийной последовательности в тяжелую аварию была достаточно значима). В качестве примера такого события можно привести инцидент, произошедший 15.10.1982 на Армянской АЭС, когда пожар привел к полной потере электроснабжения собственных нужд АС, к потере управления АС, и лишь действия персонала по организации теплоотвода через второй контур с использованием нештатных схем электроснабжения позволили избежать перехода аварии через определенное время в тяжелую стадию. Предвестником тяжелой аварии явилась реализовавшаяся аварийная последовательность, включавшая пожар и последовавшие отказы.

Во втором случае предвестник тяжелой аварии непосредственно не приводит к возникновению какого-либо переходного процесса на АС, но его обнаружение свидетельствует о неизвестной ранее серьезной проблеме, снижающей способность АС предотвращать аварии, либо ограничивать (смягчать) их последствия. Примером может служить обнаружение при эксплуатации АС неработоспособности АЗ, вызванной потерей ОР СУЗ возможности передвигаться вследствие диффузии металла между подвижными и неподвижными частями их исполнительных механизмов. Еще один пример - выявление неэффективности использовавшейся много лет стратегии контроля металла корпуса реактора для целей обнаружения потенциально опасных дефектов (как это имело место в 2011 г. на одной из бельгийских АЭС). Влияние на безопасность АС такого предвестника можно оценить как с использованием условной вероятности перехода выявленной проблемы безопасности в тяжелую аварию, так и с использованием качественной оценки степени снижения эффективности соответствующего уровня или уровней ГЭЗ, а также при помощи сочетания этих методов (например, в соответствии с методологиями оценки значимости проблем безопасности, изложенными в руководствах по безопасности, утвержденных Ростехнадзором).

Основной целью выявления предвестников тяжелых аварий является своевременная реализация необходимых корректирующих мер, направленных, в том числе, на совершенствование проектных решений и правил эксплуатации.

В практике отечественной ядерной энергетики к таким событиям относятся реальные события на АЭС с реакторами РБМК. После ввода в эксплуатацию блока N 1 Ленинградской АЭС была зафиксирована значительная неустойчивость нейтронного поля в активной зоне и практические трудности управления со стороны оператора полем энерговыделения в реакторе. Была намечена программа, включавшая меры по улучшению динамических характеристик реактора (увеличение обогащения топлива с 1,8% до 2%, а также количества дополнительных поглотителей), внедрение локальных регуляторов мощности и локальных органов АЗ.

В октябре 1975 г., когда внедрение этих мер еще не было осуществлено, на блоке N 1 Ленинградской АЭС произошла авария - был разрушен технологический канал с выбросом активности в окружающую среду. Хотя произошедшую аварию по своим признакам следует квалифицировать как тяжелую, она по совокупности причин и признаков явилась предвестником крупной аварии на блоке N 4 Чернобыльской АЭС. У чернобыльской аварии был еще один предвестник, который внес свой вклад в катастрофическое развитие событий. В 1983 г. во время физического пуска реактора РБМК-1500 блока N 1 Игналинской АЭС был обнаружен положительный выбег реактивности в начальный период движения вниз стержней СУЗ с верхнего концевого выключателя (в том числе при срабатывании АЗ реактора), вызванный недостатком конструкции указанных стержней. Такое явление было зафиксировано в некоторых состояниях и на других АЭС с реакторами типа РБМК. Этот недостаток не был своевременно устранен и также проявился в ходе чернобыльской аварии.

Хотя расчетный анализ возможного развития аварии при наличии отмеченного недостатка в конструкции стержней СУЗ показал реальность сценария и последствий, эквивалентных чернобыльской аварии, и требовал экстренных мер по его устранению, этого сделано не было.

55. ПРЕДЕЛЫ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АС - установленные проектом АС значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии. Различают пределы безопасной эксплуатации по радиационным параметрам и пределы безопасной эксплуатации по другим технологическим параметрам. Нарушение пределов безопасной эксплуатации по радиационным параметрам является аварией.

Комментарий

Определение этого термина расширено по сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) для охвата всех его особенностей, хотя по существу оно не изменилось.

В совокупности с условиями безопасной эксплуатации пределы безопасной эксплуатации определяют область, для которой выполнено обоснование безопасности АС (обосновано как отсутствие аварий, так и готовность АС ограничивать проектные аварии установленными для таких аварий пределами при возникновении ИС проектной аварии).

Пределы безопасной эксплуатации устанавливаются с целью принятия экстренных мер по управлению технологическим процессом, направленных на предотвращение аварии, то есть на то, чтобы защитить от повреждения физические барьеры на пути распространения в окружающую среду РВ (топливная матрица, оболочка твэла, граница контура радиоактивного теплоносителя).

Нарушение пределов безопасной эксплуатации, которое характеризуется выходом РВ и (или) ИИ за установленные проектом для нормальной эксплуатации границы, сразу переводит АС в состояние аварии. К таким случаям относятся, например, превышение установленного предела по общей активности теплоносителя первого контура или недопустимый выброс РВ в окружающую среду.

Нарушение пределов безопасной эксплуатации, характеризующихся другими параметрами технологического процесса, приводит к аварии лишь при дополнительных условиях.

В соответствии с требованиями ФНП "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" уставки срабатывания АЗ должны выбираться таким образом, чтобы предотвращать нарушение пределов безопасной эксплуатации, вследствие чего указанные уставки выбираются с некоторым упреждением по отношению к пределам безопасной эксплуатации. В отдельных случаях уставки на срабатывание АЗ устанавливаются равными пределам безопасной эксплуатации.

Пределы безопасной эксплуатации устанавливаются для всех предусмотренных в проекте АС и отраженных в технологическом регламенте эксплуатации АС состояний нормальной эксплуатации.

Отклонения параметров технологического процесса от нормальных значений и достижение ими пределов безопасной эксплуатации могут иметь место при неправильном функционировании УСНЭ (включая технологические защиты и блокировки) или при недостаточной их эффективности для компенсации возникшего возмущения. Например, при отклонении нейтронной мощности реактора от номинального значения сначала оно отрабатывается соответствующим регулятором, если же отклонение продолжается, то в работу вступает предупредительная защита реактора, а если и эта мера не ограничивает происходящего процесса, то при достижении соответствующей уставки срабатывает СБ - АЗ реактора.

56. ПРЕДПУСКОВЫЕ НАЛАДОЧНЫЕ РАБОТЫ - этап ввода блока АС в эксплуатацию, в ходе которого законченные строительством и монтажом системы и элементы АС приводятся в состояние эксплуатационной готовности с проверкой их соответствия установленным в проекте АС критериям и характеристикам, завершающийся готовностью блока АС к этапу физического пуска.

Комментарий

Часто этот этап именуется пуско-наладочными работами. Он включает наладку и проверочные пуски отдельных агрегатов, а также комплексные этапы наладки, такие как "холодная" и "горячая" обкатка. Однако пуск блока АС в целом, начинающийся с физического пуска, сюда не входит.

57. ПРИНЦИП БЕЗОПАСНОГО ОТКАЗА - принцип, в соответствии с которым при отказе системы или элемента атомная станция (блок АС) переходит в безопасное состояние без необходимости инициировать какие-либо действия через управляющую систему безопасности.

Комментарий

В ранее действовавших Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) использовался термин "безопасный отказ" практически с тем же определением. Однако поскольку использование безопасного отказа представляет собой один из принципов повышения безопасности, то в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций он так и назван.

Примером безопасного отказа является потеря электропитания приводов системы АЗ, при которой электромагниты, удерживающие органы воздействия на реактивность АЗ в верхнем положении, обесточиваются, что приводит к их погружению в активную зону реактора и к переводу реактора в подкритическое остановленное состояние.

58. ПРИНЦИП ЕДИНИЧНОГО ОТКАЗА - принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и при учитываемом в проекте АС независимом от исходного события отказе одного из элементов этой системы.

Комментарий

Детерминистический принцип, позволяющий при проектировании АС выбирать кратность резервирования СБ. Он применяется при анализе проектных аварий в рамках обоснования безопасности АС. Для каждого анализируемого ИС, рассматриваемого при анализе проектных аварий, этот принцип последовательно применяется по отношению ко всем СБ, функционирование которых требуется при данном ИС, то есть так, что для всей АС в соответствии с этим принципом каждый раз учитывается только один дополнительный к ИС независимый отказ в одной из СБ. Отказ может произойти как в режиме ожидания (скрытый отказ), так и в режиме функционирования системы после возникновения ИС.

Определение этого термина изложено в более общем виде по сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) в связи с уточнением перечня элементов АС, отказ которых рассматривается в рамках принципа единичного отказа при анализе проектных аварий (см. комментарий к пункту 1.2.12).

59. ПРИНЦИП НЕЗАВИСИМОСТИ - принцип повышения надежности путем применения функционального и/или физического разделения каналов (элементов), при котором отказ одного канала (элемента) не приводит к отказу другого канала (элемента).

Комментарий

Определение этого принципа введено в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций впервые, хотя сам принцип независимости в тексте ранее действовавших Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) уже использовался. Функциональное разделение может быть обеспечено с помощью различных технологических приемов, например, в управляющих системах для этого могут использоваться емкостная развязка, сигналы разной частоты и другие. Принцип независимости может применяться как при проектировании одной системы, так и при проектировании нескольких систем, задействованных в выполнении одной функции, как на одном, так и на разных уровнях ГЭЗ.

Для физического разделения используются барьеры или расстояние.

60. ПРИНЦИП РАЗНООБРАЗИЯ - принцип повышения надежности путем применения двух или более систем или элементов для выполнения одной функции безопасности, имеющих различные конструкции или принципы действия, с целью снижения вероятности отказа по общей причине.

Комментарий

Данный термин является новым, хотя сам принцип разнообразия уже использовался в тексте ранее действовавших Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97). Возможные виды отказов по общей причине, в том числе вследствие общности конструкции, приведены в комментарии к определению термина 46.

61. ПРИНЦИП РЕЗЕРВИРОВАНИЯ (ИЗБЫТОЧНОСТИ) - принцип повышения надежности путем применения нескольких одинаковых или неодинаковых элементов (каналов, систем) таким образом, чтобы каждый из них мог выполнить требуемую функцию независимо от состояния, в том числе отказа, других элементов (каналов, систем), предназначенных для выполнения этой функции.

Комментарий

Данный термин также является новым, хотя сам принцип резервирования уже использовался в тексте ранее действовавших Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97). Этот принцип широко применяется в технике для повышения надежности и безопасности, хотя и ведет к ее усложнению и удорожанию. Вместе с тем, при использовании одинаковых резервирующих элементов (каналов, систем) он не полностью защищает от возникновения отказов по общей причине.

62. ПРОВЕРКА ЭЛЕМЕНТА ИЛИ СИСТЕМЫ (ПРОВЕРКА) - контроль элемента или системы с целью установления их работоспособного или неработоспособного состояния, выявления неисправностей, подтверждения проектных характеристик.

Комментарий

Проверки проводятся в соответствии с требованиями проекта АС, технологического регламента эксплуатации блока АС, разработанного на основании проекта АС, инструкций по эксплуатации. Кроме того, проверки могут проводиться по требованию регулирующего органа.

Требования к объему, периодичности и иным условиям проверок систем и элементов, важных для безопасности, могут формулироваться в виде условий безопасной эксплуатации. Если при проведении проверки системы или элементов, важных для безопасности, эти системы и элементы выводятся из работы, необходимо соблюдать установленные условия безопасной эксплуатации к минимальному количеству остающихся в работе систем.

63. ПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ - авария, для которой в проекте АС определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие при независимом от исходного события отказе одного из элементов систем безопасности, учитываемом в проекте АС, или при одной, независимой от исходного события ошибки персонала ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

Комментарий

Постулируемый разработчиками проекта АС набор проектных аварий составляет основу для разработки СБ, которые должны ограничивать последствия таких аварий установленными пределами. Условия, возникающие при таких авариях, являются расчетными для указанных СБ. Наименование "проектные аварии" обусловлено не тем, что такие аварии рассматриваются в проекте АС, как это иногда принято считать, а тем, что они рассматриваются в проекте для последующей разработки СБ. Примерные перечни ИС для анализа проектных аварий в соответствии с требованиями Общих положений обеспечения безопасности атомных станций для каждого типа реакторов должны приводиться в ФНП. Эти перечни нельзя считать исчерпывающими. Для конкретного блока АС с учетом примерного перечня ИС для анализа проектных аварий разрабатывается окончательный перечень ИС для анализа проектных аварий, учитывающий специфику конкретного блока АС, который приводится в ООБ АС. При анализе проектных аварий используется консервативный подход (см. определение термина 32).

64. ПРОЕКТНЫЕ ПРЕДЕЛЫ - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и АС в целом, установленные в проекте АС для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации.

Комментарий

К проектным пределам относятся эксплуатационные пределы, пределы безопасной эксплуатации, а также иные пределы (включая проектные пределы для проектных аварий). Пределы устанавливаются с целью идентификации границ различных состояний АС и фаз развития процессов.

65. ПУТЬ ПРОТЕКАНИЯ АВАРИИ - последовательность состояний систем и элементов АС в процессе развития аварии.

Комментарий

Последовательность состояний, которыми характеризуется путь протекания аварии, определяется успешным функционированием или отказами систем и элементов АС, работа которых востребована в процессе развития аварии, а также правильными или неправильными действиями персонала АС. В ФНП в том же значении используется понятие "аварийная последовательность".

66. РАЗРАБОТЧИКИ ПРОЕКТА АС (РУ) - организации, разрабатывающие проект АС (РУ) и обеспечивающие его научно-техническое, в том числе конструкторское, сопровождение на всех этапах полного жизненного цикла АС (РУ).

Комментарий

Научно-исследовательские, проектные или конструкторские организации, которым в установленном порядке поручена разработка и сопровождение проектов РУ и АС. В соответствии с Федеральным законом "Об использовании атомной энергии" выбор головных научных организаций, головных конструкторских организаций и головных проектных организаций отнесен к полномочиям органа государственного управления использованием атомной энергии. Разработчики проекта АС (РУ) в соответствии с указанным законом относятся к организациям, выполняющим работы и оказывающим услуги для эксплуатирующей организации. Их отношения строятся на договорной основе и регулируются соответствующим российским законодательством.

67. РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА - комплекс систем и элементов АС (блока АС), предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы и элементы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами АС. Границы РУ устанавливаются в проекте АС.

Комментарий

В состав РУ, как правило, входит реактор со всеми элементами контура теплоносителя реактора (в случае РУ с реактором типа ВВЭР - ГЦН, компенсатор объема, трубопроводы первого контура, ПГ). К РУ относят систему АЗ, САОЗ. Состав РУ необязательно должен совпадать с областью проектирования разработчика РУ.

68. РЕЗЕРВНЫЙ ПУНКТ УПРАВЛЕНИЯ - часть блока АС, размещаемая в предусмотренном проектом АС помещении и предназначенная при отказе БПУ для непрерывного контроля состояния реактора, перевода реактора в подкритическое состояние, расхолаживания реактора и поддержания его сколь угодно долго в подкритическом и расхоложенном состоянии, приведения в действие систем безопасности в случае необходимости, а также для управления теплоотводом от бассейна выдержки ОЯТ.

Комментарий

Назначение РПУ состоит в предоставлении возможности управления блоком АС при невозможности такого управления с БПУ (например, при пожаре на БПУ). РПУ предназначен для управления блоком АС не в полном объеме, а лишь в объеме, необходимом для перевода РУ в подкритическое расхоложенное состояние и поддержания в этом состоянии (обеспечение подкритичности РУ и теплоотвода от активной зоны реактора), и обеспечения теплоотвода от БВ ОЯТ. Также с РПУ должна иметься возможность приведения в действие, при необходимости, СБ. Объем контроля и управления системами нормальной эксплуатации, СБ и специальными техническими средствами для управления устанавливается в проекте АС. Технические средства РПУ при нормальной эксплуатации АС находятся в состоянии готовности и могут быть задействованы сразу же после появления на РПУ персонала при принятии решения об оставлении БПУ и осуществлении управления блоком АС с РПУ.

69. РЕМОНТ - комплекс операций по восстановлению работоспособного или исправного состояния объекта (систем и элементов) и (или) восстановлению его ресурса.

Комментарий

Ремонт может быть плановым, направленным на предупреждение возникновения отказов вследствие развивающихся дефектов (восстановление ресурса), и неплановым, вызванным возникновением или выявлением отказа. Восстановление включает в себя идентификацию отказа или развивающегося дефекта (определение его места и характера), ремонт или замену отказавшего или изношенного элемента, содержащего развивающийся дефект, регулирование и контроль технического состояния элементов объекта и заключительную операцию контроля работоспособного состояния системы, в которую входит отказавший или изношенный элемент. В ремонт могут входить разборка, выявление дефектов, замена или восстановление отдельных блоков, деталей и сборочных единиц, сборка и другие работы. Содержание отдельных операций ремонта может совпадать с содержанием операций технического обслуживания.

При выводе в ремонт систем и элементов, важных для безопасности, должны соблюдаться установленные в проекте АС условия безопасной эксплуатации.

70. САМООЦЕНКА - анализ, выполняемый эксплуатирующей организацией, административным руководством или персоналом АС с целью оценки выполнения требований, связанных с безопасностью АС, а также оценки эффективности и адекватности управления в целях безопасности.

Комментарий

Данный термин является новым, он введен в Общие положения обеспечения безопасности атомных станций для гармонизации с нормами безопасности МАГАТЭ, а также для нормативного закрепления положительной практики выполнения самооценки, применяемой в российской эксплуатирующей организации. Выполнение самооценки является одним из проявлений культуры безопасности. Самооценка проводится на всех уровнях управления и деятельности и является обязательным элементом осуществляемого эксплуатирующей организацией контроля всей деятельности, влияющей на безопасность.

71. СИСТЕМА - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций.

Комментарий

Состав и границы системы устанавливаются в проекте АС. Система может состоять из нескольких каналов, каждый из которых в определенном объеме выполняет функции системы. Для выполнения одной и той же заданной функции в проекте АС может быть предусмотрена как одна система, так и несколько систем (например, для осуществления отвода тепла от активной зоны через ПГ в проекте АС могут быть предусмотрены как активные, так и пассивные системы). Система может быть связана с другими системами, например, с системами, которые обеспечивают ее или управляют ей, либо с системами, по отношению к которым она сама является обеспечивающей или управляющей. Также не исключены ситуации, когда разные системы имеют общие элементы (например, в проектах АС с РУ типа ВВЭР приямок САОЗ может использоваться также и спринклерной системой).

72. СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности при проектных авариях.

Комментарий

Системы и элементы безопасности - это специально предусмотренные в проекте АС технические средства, предназначенные для функционирования (выполнения ФБ) при возникновении ИС, рассмотренных при анализе проектных аварий. СБ относятся к третьему уровню ГЭЗ и предназначены для предотвращения перерастания ИС в проектные аварии, а проектных аварий - в ЗПА.

В соответствии с требованиями ФНП в проекте АС должны предусматриваться СБ для выполнения следующих основных ФБ: аварийного останова реактора и поддержания его в подкритическом состоянии, аварийного отвода тепла от реактора, удержания РВ в установленных границах. При проектных авариях основные ФБ по обеспечению подкритичности в хранилищах ЯТ, обеспечению отвода тепла от таких хранилищ, в соответствии с Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций, допускается осуществлять системами нормальной эксплуатации.

73. СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ - системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.

Комментарий

За исключением СБ и специальных технических средств для управления авариями сюда входят все остальные системы, предусмотренные проектом АС. Некоторые из них непосредственно связаны с основным технологическим процессом АС, либо с хранением и обращением ЯТ, РВ и РАО и являются важными для безопасности, другие предназначены для решения иных задач, обеспечивающих эксплуатацию, и являются не влияющими на безопасность. Системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности, задействованы в реализации первого и второго уровней ГЭЗ и в специально оговоренных случаях (например, обеспечение подкритичности и отвода тепла от хранилищ ЯТ - см. пункт 3.1.2) могут осуществлять ФБ, связанные с третьим уровнем ГЭЗ.

74. СОВРЕМЕННЫЙ УРОВЕНЬ РАЗВИТИЯ НАУКИ, ТЕХНИКИ И ПРОИЗВОДСТВА - комплекс научных и технических знаний, технологических, проектных и конструкторских разработок в определенной области науки и техники, который подтвержден научными исследованиями и практическим опытом и отражен в научно-технических материалах и (или) внедрен на производстве.

Комментарий

Под современным уровнем развития науки, техники и производства понимается совокупность научно-технических знаний в определенной области (а также технологий и конструкторских решений), справедливость которых подтверждена авторитетными свидетельствами - к ним могут относиться практический опыт использования (в том числе положительные результаты внедрения на производстве), подтверждение научными исследованиями, которые должным образом и в необходимом для независимой оценки объеме задокументированы и, желательно, подвергались независимой оценке (о наличии такой оценки могут свидетельствовать публикация результатов в авторитетных международных реферируемых журналах, использование соответствующих положений указанных научных исследований в нормах безопасности МАГАТЭ и в других авторитетных публикациях).

75. СООРУЖЕНИЕ (СТРОИТЕЛЬСТВО) АС - процесс создания зданий, строений, сооружений и комплексов АС (блока АС), включающий строительные, монтажные работы и ввод блока АС в эксплуатацию.

Комментарий

Процесс сооружения АС включает также все этапы ввода в эксплуатацию блока АС. После завоза на АС ЯТ начинает действовать режим эксплуатации. Завоз топлива на блок АС может быть начат только после получения эксплуатирующей организацией лицензии регулирующего органа на эксплуатацию блока АС.

76. СПЕЦИАЛЬНЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ - системы (элементы), предусмотренные в проекте АС для управления запроектными авариями.

Комментарий

Данный термин является новым, он введен в Общие положения обеспечения безопасности атомных станций для обозначения использовавшегося и ранее не очень ясно определенного понятия "дополнительные технические решения для управления запроектными авариями". К таким специальным техническим средствам относится, например, устройство локализации расплава, применяемое в новых проектах АЭС с реакторами типа ВВЭР.

Следует подчеркнуть, что при управлении ЗПА могут использоваться все находящиеся в работоспособном состоянии системы и элементы АС. Однако к специальным техническим средствам для управления ЗПА относятся только те из них, которые предусмотрены проектом АС для этих целей.

77. ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБСЛУЖИВАНИЕ - комплекс операций по поддержанию работоспособности и исправности объекта (систем и элементов) при использовании по назначению, в режиме ожидания, при хранении и транспортировании.

Комментарий

Техническое обслуживание включает регламентированные в конструкторской, проектной и эксплуатационной документации операции по поддержанию работоспособного и исправного состояния систем и элементов. В техническое обслуживание входят: контроль технического состояния, очистка, смазка и другие мероприятия.

Условия проведения технического обслуживания систем и элементов АС, важных для безопасности, отражаются в условиях безопасной эксплуатации. Техническое обслуживание может проводиться как с выводом, так и без вывода системы (элемента) из работы. В случае вывода из работы, в соответствии с требованиями пункта 4.1.8 Общих положений обеспечения безопасности атомных станций, после технического обслуживания системы и элементы должны проверяться на работоспособность и соответствие проектным характеристикам.

78. ТЯЖЕЛАЯ АВАРИЯ - запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела.

Комментарий

Не все ЗПА являются тяжелыми. Большая их часть может заканчиваться без серьезных повреждений твэлов в случае успешных действий по управлению аварией. Выделение из числа ЗПА группы тяжелых аварий важно, так как состояние АС при тяжелой аварии качественно отличается от состояния АС при отсутствии тяжелого повреждения твэлов - соответственно существенно разными являются и стратегии управления ЗПА, не являющимися тяжелыми, и тяжелыми авариями.

Величина максимального проектного предела повреждения твэлов устанавливается в соответствии с требованиями ФНП "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций".

79. УПРАВЛЕНИЕ АВАРИЕЙ - действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий запроектных аварий.

Комментарий

Целями управления авариями, в соответствии с требованиями пункта 4.5.9, являются: возвращение блока АС в контролируемое состояние, при котором прекращается СЦР, обеспечиваются постоянное охлаждение топлива и удержание РВ в установленных границах, предотвращение развития аварии и ослабление ее последствий, в том числе защита ГО РУ от разрушения и поддержание его работоспособности.

Деятельность по управлению авариями определяется соответствующими симптомно-ориентированными руководствами, то есть руководствами, ориентированными не на какие-либо заранее просчитанные сценарии развития аварии, а на признаки состояния реактора и систем АС. Этим симптомно-ориентированные руководства принципиально отличаются от противоаварийной документации, ориентированной на последовательность событий для конкретных сценариев, обычно разрабатываемых для проектных аварий.

В руководствах по управлению ЗПА, как правило, выделяют управление авариями, не перешедшими в тяжелую стадию, и управление тяжелыми авариями - см. руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации к структуре и содержанию руководства по управлению запроектными авариями, в том числе тяжелыми авариями".

80. УПРАВЛЕНИЕ В ЦЕЛЯХ БЕЗОПАСНОСТИ - деятельность, реализуемая административной системой эксплуатирующей организации АС. Эта система интегрирует в себе все элементы управления таким образом, что процессы и действия, обеспечивающие выполнение требований по безопасности АС, устанавливаются и осуществляются с учетом других требований, включая экономические требования, требования к руководителям, персоналу, охране труда, защите окружающей среды, учету и контролю ядерных материалов, физической защите, к качеству, так, чтобы эти требования и запросы не оказывали негативного влияния на безопасность АС.

Комментарий

Данный термин является новым, он отражает новую концепцию интегрированного управления, представленную в нормах безопасности МАГАТЭ и реализуемую в ряде стран - членов МАГАТЭ в течение последних лет. Эта концепция требует существенной модернизации действующих систем управления таким образом, чтобы все элементы управления увязывались с влиянием их на безопасность АС. Если раньше определяющим для безопасности элементом управления были программы обеспечения качества, то сейчас эти программы становятся лишь одной из составляющих интегрированной системы управления.

Новая концепция реализует базовый (фундаментальный) принцип "Лидерство и управление в целях безопасности", установленный в нормах безопасности МАГАТЭ высшего уровня SF-1,РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии и завершает логическую цепочку развития подходов к обеспечению качества:

контроль качества;

обеспечение качества;

управление качеством;

управление производством (организацией).

________________

РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии Основополагающие принципы безопасности, SF-1, МАГАТЭ, Вена, 2007.

Система административного управления (под которой понимается совокупность созданных в эксплуатирующей организации структур, процедур и правил, применяемых при выработке управленческих решений), формируемая в соответствии с новой концепцией, должна обеспечивать комплексное решение вопросов безопасности, здоровья, окружающей среды, физической защиты, качества и экономики без нанесения ущерба безопасности. При этом необходимо обеспечить поддержание культуры безопасности, регулярные оценки состояния безопасности и извлечение уроков из полученного опыта.

81. УПРАВЛЯЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы), предназначенные для инициирования действий систем безопасности, осуществления контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.

Комментарий

Определяющим признаком при определении структуры и границ таких систем является выполняемая ими функция контроля и управления СБ (защитными, обеспечивающими, локализующими, а иногда и другими управляющими системами).

82. УПРАВЛЯЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ - системы (элементы), предназначенные для инициирования действий систем нормальной эксплуатации, осуществления контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.

Комментарий

Управляющие системы и элементы нормальной эксплуатации задействованы на первом и втором уровнях ГЭЗ - они предназначены для поддержания совместно с персоналом АС нормальной эксплуатации АС, а также для устранения нарушений нормальной эксплуатации и предотвращения формирования требований на включение в работу СБ и (или) к аварии.

83. УРОВЕНЬ АВАРИЙНОЙ ГОТОВНОСТИ - установленная степень готовности персонала АС, эксплуатирующей организации, органов единой государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций, других привлекаемых сил, а также используемых технических средств для действий по защите персонала и населения в случае аварии на АС.

Комментарий

Тот или иной уровень готовности может быть введен (объявлен) в зависимости от степени опасности происходящих на АС событий. Порядок объявления состояний "аварийная обстановка" и "аварийная готовность", а также введения уровней аварийной готовности устанавливается в планах защиты персонала в соответствии с положениями ФНП.

84. УРОВЕНЬ ВМЕШАТЕЛЬСТВА - параметры и характеристики, определяющие радиационную обстановку и ее развитие, совокупность которых требует проведения мероприятий по защите персонала и населения.

Комментарий

Уровни вмешательства при радиационных авариях установлены в нормах радиационной безопасности.

Уровни вмешательства установлены по поглощенной дозе в органе или ткани за двое суток; по годовой поглощенной дозе при хроническом облучении; по предотвращаемой дозе за первые 10 суток после радиационной аварии на все тело, щитовидную железу, легкие и кожу; по предотвращаемой дозе за первый год после радиационной аварии, а также в последующие годы; по активности радионуклидов в пищевых продуктах в первый год после аварии.

В случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории при превышении установленных уровней вмешательства возможны следующие меры защиты: укрытие, йодная профилактика, эвакуация, ограничение потребления загрязненных пищевых продуктов и питьевой воды, отселение.

85. УРОВНИ ТЯЖЕСТИ СОСТОЯНИЯ АС - набор постулируемых состояний АС, каждое из которых характеризуется степенью повреждения физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучения в окружающую среду.

Комментарий

Данный термин является новым, он введен в Общие положения обеспечения безопасности атомных станций для формулирования требований к управлению ЗПА. ЗПА во многом отличаются от проектных аварий, для которых разрабатываются инструкции по ликвидации проектных аварий. Эти отличия касаются как характера протекания ЗПА, так и их тяжести и возможного количества.

Проектные аварии характеризуются обозримым числом ИС, при анализе проектных аварий учитывается возможный единичный отказ в СБ или единичная ошибка персонала при выполнении действий, предписанных соответствующими инструкциями. Возникновение и развитие таких аварий достаточно полно и надежно прогнозируется с помощью имеющихся методов анализа, оперативный персонал может отслеживать протекание аварии по срабатыванию или несрабатыванию оборудования, возникновению отказов в системах, изменению параметров АС и другим подобным событиям.

Причиной ЗПА могут быть ИС, не входящие в перечень ИС для анализа проектных аварий. Кроме того, ЗПА могут протекать при неограниченном числе отказов, что может существенно затруднить их идентификацию. Протекание и последствия ЗПА невозможно отслеживать и прогнозировать только с помощью подходов, принятых для проектных аварий. В условиях ЗПА приходится ориентироваться на текущее состояние АС, определяя его по признакам или симптомам, характеризующим состояние физических барьеров на пути распространения РВ в окружающую среду, по выполнению ФБ, а также по состоянию систем и оборудования АС, востребованных для выполнения ФБ.

Несмотря на огромное количество возможных сценариев, представительный перечень ЗПА для целей планирования противоаварийных действий, в том числе для целей разработки руководства по управлению ЗПА, может быть разработан путем построения замкнутой шкалы возможных состояний АС, с различными уровнями тяжести состояния АС с учетом, помимо этого, работоспособности или неработоспособности систем, выполняющих ФБ при авариях (СБ и специальных технических средств по управлению ЗПА). Практические примеры по определению уровней тяжести состояния АС представлены в руководстве по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по формированию окончательного перечня запроектных аварий, подлежащих учету в проекте атомных станций с реакторами типа ВВЭР".

86. УСЛОВИЯ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ - установленные проектом АС минимальные требования по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности, объему, периодичности и иным условиям технического обслуживания, контроля и испытаний систем (элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации и/или критериев безопасности.

Комментарий

В совокупности с пределами безопасной эксплуатации условия безопасной эксплуатации определяют область, в которой обоснована безопасность АС (для которой выполнен представленный в ООБ анализ безопасности). Условия безопасной эксплуатации устанавливаются в проектной документации и приводятся в технологическом регламенте эксплуатации АС для всех предусмотренных проектом АС эксплуатационных состояний и эксплуатационных режимов (работа АС на полном и частичном уровнях мощности, состояния с остановленным блоком, например, "горячее" и "холодное" состояния, перегрузка топлива, режимы разогрева и расхолаживания, режим гидроиспытаний первого контура и другие).

Условия безопасной эксплуатации включают в себя, прежде всего, минимальные требования к количеству и состояниям работоспособности систем и элементов, важных для безопасности. В частности, это требования к минимальному количеству работоспособных систем (каналов систем) и элементов безопасности, при котором обеспечивается безопасность при проектных авариях (с учетом нормативного принципа единичного отказа).

Могут использоваться формулировки условий безопасной эксплуатации, допускающие снижение количества работоспособных систем (каналов систем, элементов) на ограниченное время (например, на 8 часов, на 72 часа, на другое время).

Необходимая надежность систем и элементов АС, для которых установлены минимальные требования по работоспособности, достигается при проведении в необходимом объеме и с необходимой периодичностью технического обслуживания, контроля и испытаний (контроль и испытания позволяют, в частности, выявить отказы, не проявляющиеся в режиме ожидания). Поэтому требования по объему, периодичности технического обслуживания, контроля и испытаний также включают в условия безопасной эксплуатации. Кроме этого, условия безопасной эксплуатации определяют, должны ли проводиться техническое обслуживание, контроль и испытания с выводом соответствующих систем (каналов систем, элементов) из работы состояния или нет.

87. ФИЗИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА АС - деятельность в области использования атомной энергии, осуществляемая в целях предотвращения диверсий и хищений в отношении ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения, ядерных материалов и радиоактивных веществ; включая технические и организационные меры, направленные на достижение указанных целей.

Комментарий

Представленное определение соответствует Федеральному закону "Об использовании атомной энергии". Таким образом, физическая защита включает меры по охране АС и содержащихся на ней ЯМ и РВ. Эти меры включают охрану, обеспечиваемую как специализированным персоналом, так и различными техническими средствами.

В соответствии с положениями действующего законодательства физическая защита АС как вид деятельности в области использования атомной энергии направлена на предотвращение несанкционированного проникновения на территорию АС, предотвращение несанкционированного доступа к ЯМ и РВ, предотвращение их хищения или порчи; своевременное обнаружение и пресечение любых посягательств на целостность и сохранность ЯМ и РВ, своевременное обнаружение и пресечение диверсионных и террористических актов, угрожающих безопасности ЯУ, радиационных источников и пунктов хранения, относящихся к АС, обнаружение и возвращение пропавших или похищенных ЯМ и РВ.

Запрещаются эксплуатация АС, а также проведение любых работ по использованию ЯМ и РВ, находящихся в любой форме и на любой стадии производства, использования, переработки, транспортирования или хранения, если не приняты меры по выполнению требований к обеспечению физической защиты. Требования к обеспечению физической защиты устанавливаются ФНП.

Цели физической защиты достигаются путем создания на АС системы физической защиты, представляющей собой единую систему планирования, координации, контроля и реализации комплекса технических и организационных мер, а также действий сил охраны, направленных на реализацию целей физической защиты.

Эффективность системы физической защиты АС подлежит периодической оценке, результаты которой служат основанием для разработки и реализации мер по усовершенствованию системы физической защиты.

88. ФИЗИЧЕСКИЙ ПУСК - этап ввода блока АС в эксплуатацию, включающий загрузку реактора ядерным топливом, достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых испытаний и измерений на уровне мощности, при котором теплоотвод от реактора осуществляется за счет естественных теплопотерь (рассеяния).

Комментарий

Физический пуск является этапом ввода блока АС в эксплуатацию, при нарушении порядка проведения которого может возникнуть авария (поскольку в ходе физического пуска производятся операции с ЯТ - загрузка реактора, вывод реактора в критическое состояние, физические эксперименты на неэнергетических уровнях мощности). В связи с этим перед началом и в ходе физического пуска требуется соответствующая готовность АС (готовность СБ, готовность персонала, противоаварийная готовность - см. также комментарий к требованиям пункта 4.2.2). Физический пуск осуществляется по специальной программе, в которой предусматриваются меры безопасности и методики проведения физических экспериментов на штатной активной зоне реактора.

89. ФИЗИЧЕСКОЕ РАЗДЕЛЕНИЕ - применение преград или расстояния для предотвращения воздействия поражающих факторов внутренних и внешних воздействий на несколько систем (каналов, элементов) АС одновременно, а также распространения поражающих факторов с одних систем (каналов, элементов) АС на другие.

Комментарий

Термин является новым, хотя в тексте ранее действовавших Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) он использовался. Его смысл достаточно ясен из определения. Физическое разделение является одним из основных (наряду с функциональным разделением - см. также комментарий к определению термина 59) способов предотвращения негативного влияния одних систем (каналов, элементов) на другие, а также защиты от отказов по общим причинам.

90. ФУНКЦИЯ БЕЗОПАСНОСТИ - конкретная цель и действия, обеспечивающие ее достижение, направленные на предотвращение аварий и/или ограничение их последствий.

Комментарий

Доступ к полной версии этого документа ограничен

Ознакомиться с документом вы можете, заказав бесплатную демонстрацию систем «Кодекс» и «Техэксперт».

Что вы получите:

После завершения процесса оплаты вы получите доступ к полному тексту документа, возможность сохранить его в формате .pdf, а также копию документа на свой e-mail. На мобильный телефон придет подтверждение оплаты.

При возникновении проблем свяжитесь с нами по адресу spp@kodeks.ru

РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Комментарии к федеральным нормам и правилам "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15)"

Название документа: РБ-152-18 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Комментарии к федеральным нормам и правилам "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15)"

Номер документа: 152-18

Вид документа: РБ

Принявший орган: Ростехнадзор

Статус: Действующий

Дата принятия: 03 октября 2018

Дата начала действия: 03 октября 2018
Информация о данном документе содержится в профессиональных справочных системах «Кодекс» и «Техэксперт»
Узнать больше о системах