ПОБ КПРУ-98

ВЕДОМСТВЕННЫЙ НОРМАТИВНЫЙ ДОКУМЕНТ

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
КОМПЛЕКСОВ ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК РУСЛАН И ЛФ-2

Дата введения 2002-05-01

УТВЕРЖДЕНЫ Министерством Российской Федерации по атомной энергии 14.09.2001

В разработке Правил и подготовке их окончательной редакции принимали участие:

В.В.Шидловский, В.В.Преображенский, Ю.И.Колесников, В.В.Кондратьев, В.И.Шубин, В.Г.Назарян, С.Б.Николаев, Е.Ф.Ефимов, В.В.Петрунин, Е.И.Ажнин, A.M.Соболев, И.В.Маров, В.Н.Барышников, В.Г.Анненков, С.Ю.Леонтьев, В.И.Сурайкин, Б.В.Гусаков, В.И.Игнатьев, С.В.Шишкин, Г.Г.Зембильготов, В.Н.Конев, В.Т.Старостин, В.Н.Асновский, П.В.Сахаров, А.Д.Додонов, Н.Н.Ромадов, В.П.Юрин, Ю.В.Федоренко, М.П.Цевелев

Настоящие ПОБ КПРУ-98 (далее по тексту - Правила) относятся к ведомственным правилам и нормам в области использования атомной энергии и являются основным нормативным документом верхнего уровня, регламентирующим вопросы обеспечения безопасности комплексов промышленных реакторных установок РУСЛАН и ЛФ-2.

Правила разработаны специалистами Федерального государственного унитарного предприятия "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" (ФГУП НИКИЭТ, г.Москва), Государственного унитарного предприятия "Опытное конструкторское бюро машиностроения" (ГУП ОКБМ, г.Н-Новгород), Российского научного центра "Курчатовский институт" (РНЦ КИ, г.Москва), Государственного унитарного предприятия "Всероссийский научно-исследовательский и проектный институт комплексной энергетической технологии" (ГУП ВНИПИЭТ, г.С-Петербург), Федерального государственного унитарного предприятия "Производственное объединение "Маяк" (ФГУП ПО "Маяк", г.Озерск Челябинской обл.).

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

  
ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1 АВАРИЙНАЯ ЗАЩИТА - функция безопасности, состоящая в быстром переводе активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержании ее в этом состоянии в течение требуемого времени;

- комплекс систем безопасности, выполняющий функцию аварийной защиты (далее в тексте Правил - аварийная защита).

2 АВАРИЯ - нарушение эксплуатации КПРУ, при котором произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующих излучений за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

Примечания:

1. Под термином "авария" здесь и далее по тексту всегда понимается событие, связанное с радиационными последствиями.

2. Определение термина "проект" устанавливается действующей нормативной документацией.

3 АДМИНИСТРАЦИЯ (АДМИНИСТРАТИВНОЕ РУКОВОДСТВО) КПРУ - руководители и другие должностные лица, которые наделены эксплуатирующей организацией правами, обязанностями и ответственностью на этапах ввода в эксплуатацию, эксплуатации, ремонта и реконструкции и вывода из эксплуатации КПРУ.

4 АКТИВНАЯ ЗОНА - часть реактора, в которой размещены: ядерное топливо, замедлитель, поглощающие устройства, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкции, предназначенные для осуществления управляемой цепной ядерной реакции, полезного использования нейтронов и других видов ионизирующих излучений для производства радионуклидной продукции и передачи выделяющейся тепловой энергии теплоносителю.

5 АКТИВНАЯ СИСТЕМА (ЭЛЕМЕНТ) - система (элемент), функционирование которой зависит от нормальной работы другой системы (элемента), например, УСБ, энергоисточника и т.п.

6 БЕЗОПАСНОСТЬ КПРУ, ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ (далее в тексте - безопасность КПРУ) - свойство КПРУ при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами.

7 БЕЗОПАСНЫЙ ОТКАЗ - отказ системы или элемента, при возникновении которого КПРУ сохраняет безопасное состояние без необходимости инициирования каких-либо действий через УСБ.

8 БЛОК-ПОГЛОТИТЕЛЬ - облучаемый в реакторе блок для производства специальной радионуклидной продукции.

9 ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ - процесс, во время которого системы и оборудование КПРУ или КПРУ в целом начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту. В зависимости от объема предшествовавших вводу в эксплуатацию работ процесс включает предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуски, опытно-промышленную эксплуатацию и завершается сдачей КПРУ в промышленную эксплуатацию.

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

11 ВЫВОД КПРУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ - процесс осуществления комплекса мероприятий после удаления ядерного топлива, исключающий использование КПРУ в качестве ядерной установки и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей среды.

12 ГЕРМЕТИЧНОЕ ОГРАЖДЕНИЕ - совокупность элементов строительных и других конструкций, которые, ограждая пространство вокруг реакторной установки или другого объекта, содержащего радиоактивные вещества, образуют предусмотренную проектом границу и препятствуют распространению радиоактивных веществ в окружающую среду в количествах, превышающих установленные пределы.

13 ГЛАВНЫЙ ЩИТ УПРАВЛЕНИЯ - часть КПРУ, размещаемая в специально предусмотренном проектом помещении и предназначенная для централизованного автоматизированного управления технологическими процессами КПРУ, включая аварийную защиту, перевод РУ в подкритическое расхоложенное состояние и поддержание ее в этом состоянии, приведение в действие систем безопасности и получение информации о состоянии КПРУ. Функции ГЩУ реализуются оперативным персоналом управления и средствами автоматизации.

14 ГРУППА РАБОЧИХ ОРГАНОВ СУЗ - один или несколько рабочих органов СУЗ, объединенных по управлению с целью одновременного совместного перемещения.

15 ДИАГНОСТИКА - определение с помощью технических средств возможности выполнения системами (элементами) предусмотренных проектом функций на основе результатов контроля и/или анализа полученной информации.

16 ДОСТИГНУТЫЙ УРОВЕНЬ НАУКИ И ТЕХНИКИ - 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.

17 ДП - сборка с алюминиевыми или изотопными блоками, устанавливаемая в ЦС реактора РУСЛАН для воздействия на реактивность.

18 ЗАВИСИМЫЙ ОТКАЗ (ЧАСТНЫЙ СЛУЧАЙ ОТКАЗА ПО ОБЩЕЙ ПРИЧИНЕ) - отказ системы (элемента), являющийся следствием другого отказа или события.

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

20 ЗАЩИТНЫЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков, а также оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества.

21 ЗОНА НАБЛЮДЕНИЯ - территория за границей санитарно-защитной зоны вокруг КПРУ, в пределах которой осуществляется радиационный контроль.

22 ЗОНА ПЛАНИРОВАНИЯ ЗАЩИТНЫХ МЕРОПРИЯТИЙ - зона возможного радиационного воздействия при запроектных авариях на КПРУ, в границах которой планируются мероприятия по защите населения. За пределами этой зоны для запроектных аварий не требуется проведение мероприятий по защите населения.

23 ЗОНА САНИТАРНО-ЗАЩИТНАЯ - территория вокруг КПРУ, на которой уровень облучения населения в условиях нормальной эксплуатации может превысить установленный Нормами радиационной безопасности (НРБ-99) предел дозы (1 мЗв/год), на которой действует режим ограниченной хозяйственной деятельности, запрещается постоянное и временное проживание людей, а также проводится радиационный контроль.

24 ИЗДЕЛИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ (СОСТАВНЫЕ ЧАСТИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ) - все элементы, используемые для комплектации активной зоны.

25 ИЗОТОПНЫЙ БЛОК - облучаемый в реакторе блок со специальными мишенными веществами, предназначенными для производства радионуклидной (изотопной) продукции.

26 ИСПОЛЬЗОВАНИЕ СРЕДСТВ УПРАВЛЕНИЯ РЕАКТИВНОСТЬЮ - такое перемещение средств управления реактивностью, которое приводит к вводу положительной или отрицательной реактивности (например, извлечение стержня СУЗ или введение ДП - к положительной реактивности, введение стержня СУЗ - к отрицательной).

27 ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ МЕХАНИЗМ СУЗ - устройство, состоящее из привода, рабочего органа и соединительных элементов, предназначенное для изменения реактивности активной зоны реактора.

28 ИСХОДНОЕ СОБЫТИЕ - единичный отказ в системах (элементах) КПРУ, внешнее событие или ошибка персонала, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и/или условий безопасной эксплуатации. Исходное событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием.

29 КАНАЛ КОНТРОЛЯ - совокупность датчиков, линий передачи, средств обработки сигналов и/или демонстрации параметров, предназначенная для обеспечения контроля в заданном проектом объеме.

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

31 КВАЛИФИКАЦИЯ - уровень подготовленности лица из персонала КПРУ, включая базовое специальное образование, профессиональные знания, навыки и умения, а также опыт работы, обеспечивающие качество и безопасность эксплуатации КПРУ при выполнении должностных обязанностей.

32 КОМПЛЕКТ АППАРАТУРЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ - часть аварийной защиты, выполняющая в заданном проектом объеме функции контроля и управления аварийной защитой.

33 КОМПЛЕКС ПРОМЫШЛЕННОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ - ядерная установка для производства различных радионуклидов и другой продукции в задаваемых режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется промышленный ядерный реактор и необходимые системы, устройства, оборудование и сооружения с рабочим персоналом, обеспечивающим работу комплекса.

34 КОНЕЧНОЕ СОСТОЯНИЕ - установившееся контролируемое состояние систем и элементов КПРУ после аварии.

35 КОНСЕРВАТИВНЫЙ ПОДХОД - подход к проектированию и конструированию, когда при анализе аварий для параметров и характеристик применяются значения и пределы, а также методики расчета, приводящие к наиболее неблагоприятным результатам.

36 КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРА (ПЕРВЫЙ КОНТУР) - контур, предназначенный для циркуляции теплоносителя через активную зону в установленных проектом режимах и условиях эксплуатации.

37 КРИТЕРИИ БЕЗОПАСНОСТИ - установленные нормативными документами и/или органами государственного регулирования и надзора за безопасностью значения параметров и/или характеристик КПРУ, в соответствии с которыми обосновывается его безопасность.

38 КУЛЬТУРА БЕЗОПАСНОСТИ - квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности КПРУ является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к самосознанию ответственности и к самоконтролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.

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

40 ЛОКАЛЬНАЯ КРИТИЧНОСТЬ - критичность, достигаемая в части активной зоны, хранилища ядерного топлива или какого-либо объема, содержащего ядерные делящиеся материалы.

41 МАКСИМАЛЬНЫЙ ЗАПАС РЕАКТИВНОСТИ - реактивность, которая может реализоваться в реакторе при извлечении из активной зоны всех средств воздействия, компенсирующих избыточную реактивность для момента кампании и состояния реактора с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

42 НАРУШЕНИЕ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ КПРУ - нарушение в работе КПРУ, 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.

43 НЕЗАВИСИМЫЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) - системы (элементы), для которых отказ одной системы (элемента) не приводит к отказу другой системы (элемента).

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

45 НОРМАЛЬНАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ КПРУ - эксплуатация КПРУ в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.

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

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

48 ОПЕРАТИВНЫЙ ЗАПАС РЕАКТИВНОСТИ - реактивность активной зоны реактора, скомпенсированная рабочими органами СУЗ, предназначенными для компенсации изменений реактивности в стационарном и переходных режимах работы реактора.

49 ОПЫТНО-ПРОМЫШЛЕННАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ - этап ввода КПРУ в эксплуатацию от начала энергетического пуска до приемки КПРУ в промышленную эксплуатацию.