Статус документа
Статус документа


РБ-137-17

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

"СОСТАВ И СОДЕРЖАНИЕ ПАСПОРТА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ"

УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 19 января 2018 г. N 24

ВВЕДЕНО в действие с 19 января 2018 г.


Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Состав и содержание паспорта реакторной установки блока атомной станции" (РБ-137-17) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ " Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований пункта 4.3 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" (НП-082-07), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. N 4.

________________

В разработке принимали участие Пивоваров В.А., к.ф.-м.н., Хренников Н.Н., к.ф.-м.н. (ФБУ "НТЦ ЯРБ"), Вдовин В.В., Жидков В.А., Зайцев М.П., Рязанов А.Н. (Ростехнадзор).

При разработке учтены замечания и предложения заинтересованных организаций и ведомств.


Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по структуре и содержанию паспорта реакторной установки блока атомной станции (далее - паспорт РУ), а также по порядку подготовки, выдачи, внесения изменений в паспорт РУ.

Действие настоящего Руководства по безопасности распространяется на эксплуатируемые (вводимые в эксплуатацию после сооружения) блоки атомных станций.

Настоящее Руководство по безопасности предназначено для эксплуатирующих организаций и атомных станций, а также для подразделений уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии, связанных с регулированием безопасности атомных станций.

Выпускается взамен РД-04-01-2005 "Положение о паспорте реакторной установки блока атомной станции", утвержденного приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 25 ноября 2005 г. N 875.

I. Общие положения

1. Настоящее руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Состав и содержание паспорта реакторной установки блока атомной станции" (РБ-137-17) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований пункта 4.3 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" (НП-082-07), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. N 4.

2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по структуре и содержанию паспорта реакторной установки блока атомной станции (далее - паспорт РУ), а также по порядку подготовки, выдачи, внесения изменений и хранения паспорта РУ.

3. Действие настоящего Руководства по безопасности распространяется на эксплуатируемые (вводимые в эксплуатацию после сооружения) блоки атомных станций.

4. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для эксплуатирующих организаций и атомных станций, а также для подразделений уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии, связанных с регулированием безопасности атомных станций.

5. Паспорт РУ выдается ответственным подразделением уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии один раз на весь срок эксплуатации блока атомной станции по результатам экспертизы комплекта документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности при оформлении лицензии на эксплуатацию блока атомной станции.

6. Паспорт РУ содержит сведения о составе реакторной установки, ее оборудовании, системах и компонентах, проектных, расчетных и фактических значениях параметров, влияющих на безопасность реакторной установки.

7. Перечень сокращений, используемых в настоящем Руководстве по безопасности, приведен в приложении N 1 к настоящему Руководству по безопасности.

II. Порядок разработки и поддержания в актуальном состоянии паспорта реакторной установки

8. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку паспорта РУ, оформление по рекомендуемой форме (приложения N 2, 3, 4, 5 настоящего Руководства по безопасности), поддержание паспорта РУ в актуальном состоянии.

9. При разработке паспорта РУ используются проектные, а также расчетные и полученные (подтвержденные) в результате измерений величины (диапазоны значений) нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны, а также технологических параметров реактора для актуального состояния энергоблока.

10. Любые изменения характеристик РУ, содержащихся в паспорте РУ, оформляются в виде соответствующих изменений, вносимых в паспорт РУ.

11. При выдаче лицензии на эксплуатацию блока АС руководитель ответственного подразделения уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии подписывает два экземпляра паспорта РУ, подготовленных эксплуатирующей организацией, и паспорту присваивается регистрационный номер, имеющий следующую структуру:

H-XXX-ZZZZ,


где:

Н - номер блока АС,

XXX - сокращенное наименование АС,

ZZZZ - год выдачи паспорта.

(Например: 4-БАЛ-1995, 1-РОС-2000).

При подписании экземпляров паспорта РУ указываются: наименование должности лица, правомочного подписывать паспорт РУ, и расшифровка подписи (инициалы и фамилию).

Например

Руководитель ответственного подразделения уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии

(подпись)
Ф.И.О.

12. Первый экземпляр паспорта РУ хранится в эксплуатирующей организации, второй - в ответственном подразделении уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

III. Порядок внесения изменений в паспорт РУ

13. Изменения в паспорт РУ вносятся путем замены листов, содержащих прежние сведения о параметрах или характеристиках блока АС, на листы, содержащие новые сведения об указанных параметрах или характеристиках, либо введением новых дополнительных листов. Изменения оформляются Извещением о вводимых изменениях. Замененные или дополнительные листы хранятся вместе с паспортом РУ.

При внесении изменений методом замены листов или введением новых дополнительных листов в нижнем колонтитуле новых листов указываются номер изменения и статус листа ("заменен" или "новый"), выделяется замененная (дополненная) часть текста сплошной вертикальной линией на левом свободном поле листа.

При внесении изменений в имеющийся в паспорте РУ блока АС раздел "Паспорт составлен на основании", находящийся на листе, заверенном печатями, соответствующий лист не изымается, а необходимые изменения указываются в новом листе, при этом новый лист нумеруется буквенным индексом (например, 9а), а нумерация последующих листов не изменяется.

14. Изменение параметров или характеристик, приводимых в паспорте РУ, осуществляется на основании обосновывающих документов (результаты нейтронно-физических расчетов в обоснование безопасности текущей загрузки активной зоны, ООБ АС, ОУОБ АС, ПОБ АС, акты результатов измерений нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны при пуске и другие), оформленных в установленном эксплуатирующей организацией порядке.

15. Обосновывающие документы, явившиеся основанием для изменения в паспорте РУ соответствующих параметров и характеристик, хранятся до вывода блока АС из эксплуатации.

16. О внесенных изменениях в паспорт РУ вводится соответствующая запись в пункте "Перечень изменений паспортных данных" паспорта РУ блока АС. Лист, содержащий пункт "Перечень изменений паспортных данных", прикладывается к Извещению о вводимых изменениях.

ПРИЛОЖЕНИЕ N 1
к руководству по безопасности при
использовании атомной энергии
"Состав и содержание паспорта
реакторной установки блока атомной
станции", утвержденному приказом
 Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору
от 19 января 2018 г. N 24

     

Перечень сокращений

АС

- атомная станция

АКНП

- аппаратура контроля нейтронного потока

АИУ

- аварийное измерение уровня в реакторе

АР

- стержень автоматического регулирования

АЗ

- аварийная защита

БАЗ

- быстрая аварийная защита

БРУ-А

- быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу

БН

- реактор на быстрых нейтронах

БПУ

- блочный пункт управления

БСМ

- быстрое снижение мощности

ВВЭР

- водо-водяной энергетический реактор

ВРД

- внутриреакторный датчик

ВРК

- внутриреакторный контроль

ВРХ

- внутриреакторное хранилище

ВП

- выгорающий поглотитель

ГЕ

- гидроемкость

ГПК

- главный предохранительный клапан

ДАППВ

- дополнительная аварийная подача питательной воды

ДП

- дополнительный поглотитель

ИК

- импульсный клапан

ИПУ

- импульсное предохранительное устройство

ИПУ ПГ

- импульсное предохранительное устройство парогенераторов

КД

- компенсатор давления

КМПЦ

- контур многократной принудительной циркуляции

КОСУЗ

- контур охлаждения каналов системы управления и защиты

МКУ

- минимально контролируемый уровень мощности

МПЦ

- многократная принудительная циркуляция

МОКС

- смешанное уран-плутониевое оксидное топливо

НФХ

- нейтронно-физические характеристики

ООБ

- отчет по обоснованию безопасности

ОУОБ

- отчет по углубленной оценке безопасности

ОЦК

- основной циркуляционный контур

ПНУ

- передвижная насосная установка

ПВД

- подогреватель высокого давления

ПКР

- постоянный компенсатор реактивности

ПГ

- парогенератор

ПС

- поглощающий стержень

ПОБ

- периодическая оценка безопасности

РО

- регулирующий орган

РПУ

- резервный пункт управления

РР

- ручное регулирование

РУ

- реакторная установка

РЕМИКС

- регенерированное смешанное уран-плутониевое оксидное топливо

РБМК

- реактор большой мощности канальный

РК

- рабочая кассета

РБ

- руководство по безопасности

САОЗ ВД

- система аварийного охлаждения активной зоны реактора высокого давления

САОЗ НД

- система аварийного охлаждения активной зоны реактора низкого давления

САЭС

- Смоленская атомная электрическая станция

СВП

- стержень выгорающего поглотителя

СПОТ

- система пассивного отвода тепла

СУЗ

- система управления и защиты

твэл

- тепловыделяющий элемент

твэг

- тепловыделяющий элемент с гадолинием

ТВС

- тепловыделяющая сборка

ТК

- топливный канал

ТУ

- техническое условие

ТОБ

- техническое обоснование безопасности

УЛР

- устройство локализации расплава

УРБ

- ускоренная разгрузка блока

ЭГП

- реактор энергетический гетерогенный петлевой

ЯТ

- ядерное топливо

Доступ к полной версии документа ограничен
Этот документ или информация о нем доступны в системах «Техэксперт» и «Кодекс».
Нужен полный текст и статус документов ГОСТ, СНИП, СП?
Попробуйте «Техэксперт: Лаборатория. Инспекция. Сертификация» бесплатно
Реклама. Рекламодатель: Акционерное общество "Информационная компания "Кодекс". 2VtzqvQZoVs