НП-033-01

     

ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

     

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

     

Дата введения 2002-06-01

УТВЕРЖДЕНЫ постановлением Госатомнадзора России от 16 января 2002 г. N 2

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

Нормативный документ выпускается впервые.

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

В процессе разработки использовались рекомендации, изложенные в руководствах "Safety in the Utilization and modification of research reactors", Safety series N 35-G2. IAEA, 1994 г., "Safety requirements in the design and operation of research reactors" Draft. IAEA, 1998 г., рассмотрены и учтены предложения Минатома России, ГНЦ РФ НИИАР, ГНЦ РФ ФЭИ, РНЦ "Курчатовский институт", МИФИ, ОАО "Машиностроительный завод", ОКБМ, ПИЯФ, а также Госатомнадзора России.

Настоящие федеральные нормы и правила прошли правовую экспертизу Минюста России (письмо Минюста России от 20.02.2002 г. N 07/1652-ЮД).

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

ЗСБ - защитная система безопасности

ИЯУ - исследовательская ядерная установка

КС - критический стенд

ЛСБ - локализующая система безопасности

ООБ - отчет по обоснованию безопасности

ОСБ - обеспечивающие системы безопасности

ПКС - подкритический стенд

РАО - радиоактивные отходы

РВ - радиоактивные вещества

РУ - реакторная установка

СБ - система безопасности

СВБ - системы, важные для безопасности

СУЗ - система управления и защиты

УСБ - управляющая система безопасности

ЭО - эксплуатирующая организация

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. Авария - нарушение нормальной эксплуатации ИЯУ, при котором произошел выход РВ и (или) ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

2. Авария запроектная - авария вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами СБ сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений работников (персонала).

3. Авария ядерная - авария, вызванная:

- нарушением контроля за ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ИЯУ и (или) нарушением управления ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ИЯУ;

- образованием критической массы при перегрузке, транспортировании или хранении ядерных материалов;

- повреждением элементов, содержащих ядерные материалы.

4. Авария проектная - авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены СБ, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа СБ или одной независимой от исходного события ошибки работников (персонала) ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

5. Активная зона ИЯУ - часть исследовательского реактора, критической сборки или подкритической сборки с размещенными в ней ядерными материалами (ядерным топливом) и другими элементами, необходимыми для поддержания цепной реакции деления.

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

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

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

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

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

10. Исследовательская ядерная установка - ядерная установка в составе которой предусмотрены исследовательский реактор либо критическая сборка или подкритическая сборка и комплекс помещений, систем, элементов и экспериментальных устройств, с необходимыми работниками (персоналом), располагающаяся в пределах определенной проектом территории (площадки ИЯУ), предназначенная для использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских целях.

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

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

13. Квота дозовая ИЯУ - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения при внешнем облучении, а также при внутреннем облучении, обусловленном поступлением РВ с воздухом, пищей, водой при нормальной эксплуатации ИЯУ.

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

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

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

17. Обеспечение качества - планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы любые работы на этапах выбора площадки, проектирования, конструирования и изготовления оборудования, сооружения, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и вывода из эксплуатации ИЯУ выполнялись установленным образом, а их результаты удовлетворяли предъявляемым к ним требованиям.

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

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

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

Внешние воздействия - воздействия характерных для площадки ИЯУ природных явлений и деятельности человека, например, землетрясения, высокий и низкий уровень наземных и подземных вод, ураганы, аварии на воздушном, водном и наземном транспорте, пожары, взрывы на прилегающих к площадке ИЯУ объектах и т.п.

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

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

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

Примечание. По конструктивным признакам пассивные системы (элементы) делятся на пассивные системы (элементы) с механическими движущимися частями (например, обратные клапаны) и пассивные системы (элементы) без механических движущихся частей (например, трубопроводы, сосуды).

23. Первый контур исследовательского реактора - комплекс каналов (полостей) в активной зоне гетерогенного исследовательского реактора, трубопроводов и теплообменников, содержащих теплоноситель для охлаждения активной зоны или корпус гомогенного исследовательского реактора с раствором ядерного материала и трубопроводы, по которым циркулирует раствор ядерного материала

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

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

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

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

28. Предельно допустимый аварийный выброс РУ - значения выброса радионуклидов в окружающую среду при запроектных авариях РУ, при которых с учетом наихудших погодных условий доза облучения населения на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами не превышает значений, регламентированных в действующих Нормах радиационной безопасности, требующих принятия решений о мерах защиты населения в случае аварии.

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

30. Принцип единичного отказа - принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного любого из активных элементов или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

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

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

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

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

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

36. Реактор ядерный исследовательский (далее - исследовательский реактор) - устройство для экспериментальных исследований, состав и геометрия которого позволяют осуществлять управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, требующей принудительного охлаждения и (или) оказывающей влияние на его нейтронно-физические характеристики.

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

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

39. Режим длительного останова - режим эксплуатации ИЯУ, включающий проведение работ по консервации отдельных систем и оборудования и поддержанию работоспособности ИЯУ в течение времени, когда проведение экспериментальных исследований на ИЯУ не планируется.

40. Режим окончательного останова - режим эксплуатации ИЯУ, при котором производится подготовка к выводу из эксплуатации ИЯУ, включающий выгрузку ядерных материалов из активной зоны ИЯУ и их удаление с площадки ИЯУ.

41. Режим пуска и работа на мощности - режим эксплуатации ИЯУ, заключающийся в выводе ИЯУ на мощность с помощью рабочих органов СУЗ и (или) внешнего источника нейтронов и в проведении экспериментальных исследований с использованием нейтронов и ионизирующего излучения ИЯУ.

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

43. Сборка критическая - устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которой позволяют осуществить управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, не требующей принудительного охлаждения среды и не оказывающей влияние на ее нейтронно-физические характеристики.

44. Сборка подкритическая - устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которой обеспечивают затухание цепной реакции деления в отсутствии внешних источников нейтронов.

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

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