РБ-108-16

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

"РЕКОМЕНДАЦИИ К РАЗРАБОТКЕ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ ДЛЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ"

УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 19.02.2016 г. N 61

Введено в действие с 19 февраля 2016 г.

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации к разработке вероятностного анализа безопасности для исследовательских ядерных реакторов" (далее - Руководство по безопасности) носит рекомендательный характер и не является нормативным правовым актом.

Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации в части применения, состава и содержания исследований, необходимых при выполнении ВАБ для исследовательских ядерных реакторов.

Руководство по безопасности предназначено для использования проектными и эксплуатирующими организациями при проектировании, сооружении, эксплуатации, разработке мероприятий по обеспечению безопасности исследовательских ядерных реакторов, а также Ростехнадзором для осуществления надзора за безопасностью исследовательских ядерных реакторов.

Выпускается впервые.

________________

Разработано коллективом авторов в составе Г.И.Самохин, Д.Е.Носков, Т.В.Берг, В.А.Бредова, Хижняк С.А., М.А.Нажитков. (ФБУ "НТЦ ЯРБ").

I. Общие положения

1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации к разработке вероятностного анализа безопасности для исследовательских ядерных реакторов" (РБ-108-16) (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 подпункта 2 пункта 3.1.8 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок" (НП-033-11), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 июня 2011 г. N 348 (зарегистрирован в Минюсте России 29 августа 2011 г. N 21700) (далее - НП-033-11).

2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору в части разработки вероятностного анализа безопасности для всех категорий инициирующих событий и для всех возможных эксплуатационных состояний проектируемых, сооружаемых и эксплуатируемых исследовательских ядерных реакторов.

3. Вероятностный анализ безопасности исследовательских ядерных реакторов рекомендуется выполнять с целью определения суммарной вероятности категорий аварийных выбросов, которые характеризуются превышением доз облучения населения, указанных в Нормах радиационной безопасности (НРБ-99/2009), утвержденных постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 7 июля 2009 г. N 47 (далее - НРБ-99/2009), и требуют принятия решения о мерах защиты населения.

4. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для использования проектными и эксплуатирующими организациями при проектировании, сооружении, эксплуатации, разработке мероприятий по обеспечению безопасности исследовательских ядерных реакторов, а также Ростехнадзором для осуществления надзора за безопасностью исследовательских ядерных реакторов.

5. Вероятностный анализ безопасности исследовательских ядерных реакторов может быть выполнен с использованием иных рекомендаций, чем те, которые содержатся в настоящем Руководстве по безопасности, при их обоснованности для обеспечения безопасности.

6. Вероятностный анализ безопасности рекомендуется выполнять для исследовательских ядерных реакторов, при авариях на которых возможен предельный аварийный выброс, требующий принятия решений о защите населения.

7. Руководство по безопасности содержит рекомендации, выполнение которых обеспечивает приемлемый уровень качества вероятностного анализа безопасности исследовательских ядерных реакторов.

8. Рекомендации настоящего Руководства по безопасности относятся к целям, объему, составу, содержанию и последовательности выполнения отдельных задач, а также содержанию и объему отчетной документации и обеспечению качества при выполнении вероятностного анализа безопасности исследовательских ядерных реакторов.

Список сокращений, используемых в настоящем Руководстве по безопасности, приведен в приложении N 1, термины и определения - в приложении N 2.

II. Общие сведения

9. Настоящее Руководство по безопасности включает общий перечень рекомендаций по выполнению ВАБ РУ с различными конструктивными особенностями, режимами эксплуатации, мощностью, применяемым топливом и другими характеристиками. Невозможность выполнения отдельных рекомендаций настоящего Руководства по безопасности из-за конструктивных или иных особенностей РУ рекомендуется обосновывать при выполнении ВАБ.

10. ВАБ РУ рекомендуется разрабатывать для следующих источников радиоактивности:

ядерное топливо в активной зоне реактора;

ядерное топливо в местах хранения отработавшего топлива, входящих в проект РУ.

11. Рекомендуется учитывать:

все эксплуатационные состояния РУ, включая режимы работы на мощности, пуска и останова;

внутренние инициирующие события и инициирующие события, вызванные внутриплощадочными пожарами, затоплениями и внешними воздействиями.

12. Рекомендуется определять набор аварийных последовательностей, которые могут привести к аварийным выбросам, требующим принятия мер по защите населения, оценивать вероятности их реализации, выполнять расчет вероятностного показателя безопасности и осуществлять сравнение этого показателя с вероятностным показателем, указанным в подпункте 2 пункта 3.1.8 НП-033-11.

13. Результаты ВАБ РУ рекомендуется использовать при ее проектировании и эксплуатации для решения следующих задач:

качественной и количественной оценки уровня ядерной и радиационной безопасности РУ, включая проверку соответствия проекта заданным вероятностным показателям безопасности, и принятия связанных с безопасностью решений на этапах сооружения и эксплуатации РУ;

оценки обеспечения достаточного уровня надежности важных для безопасности систем (элементов), их защищенности от отказов общего вида, а также оценки ошибочных действий эксплуатационного персонала РУ;

разработки рекомендаций по мероприятиям, направленным на повышение безопасности, и по приоритетам их реализации;

оптимизации проектных решений при проектировании РУ;

установления окончательного перечня запроектных аварий, оценки эффективности мер по управлению запроектными авариями;

разработки мер по управлению запроектными авариями;

получения данных для разработки планов мероприятий по защите населения в случае радиационных аварий;

обоснования изменений пределов и условий безопасной эксплуатации РУ;

обоснования внесения изменений в проектную и эксплуатационную документацию (при модернизации и реконструкции систем, важных для безопасности).

14. ВАБ РУ включает следующие задачи:

отбор и группирование эксплуатационных состояний;

отбор и группирование инициирующих событий;

анализ надежности систем;

анализ данных;

анализ надежности персонала;

анализ зависимостей;

анализ аварий;

оценка нагрузок на герметичные ограждения;

определение перечня состояний с повреждением источников радиоактивности;

моделирование аварийных последовательностей;

построение распределения аварийных выбросов;

определение радиационных последствий аварий;

анализ неопределенности, чувствительности и значимости;

оценка уровня безопасности РУ и анализ результатов ВАБ.

15. Значения вероятностей аварийных выбросов рекомендуется рассчитывать для интервала времени, равного календарному году. В случае, когда указанная вероятность рассчитана для интервала времени, не равного календарному году, приведение к одному году осуществляется умножением вероятности на величину год/Т, где Т - интервал продолжительностью более одного года.

16. ВАБ РУ рекомендуется разрабатывать на основании:

проектно-конструкторской и эксплуатационной документации, отражающей состояние РУ на момент начала разработки ВАБ;

результатов анализов аварийных процессов, проведенных в рамках выполняемого ВАБ и (или) в рамках других исследований;

результатов анализов опыта эксплуатации;

требований действующих нормативно-технических документов;

документов Международного агентства по атомной энергии и других международных организаций.

17. Рекомендуется, чтобы принятые при выполнении ВАБ ограничения и допущения не приводили к искажениям показателей безопасности, влияющих на принятие решений на основе результатов ВАБ. Степень влияния допущений и ограничений на результаты ВАБ рекомендуется исследовать при анализе чувствительности.

18. Принятые при выполнении ВАБ ограничения, допущения, их анализ и обоснование рекомендуется приводить в документации по ВАБ.

19. Результаты ВАБ РУ, включая логико-вероятностную модель, содержащую модели аварийных последовательностей, перечень и значения логических операторов, граничные условия, базисные события с их параметрами, а также полученные в результате расчетов наборы минимальных сечений и их вероятности рекомендуется архивировать и сохранять в виде, позволяющем воспроизводить анализы.

III. Отбор и группирование эксплуатационных состояний

20. В рамках данной задачи рекомендуется выполнять составление перечня ЭС РУ, оценка параметров ЭС, формирование, при необходимости, групп ЭС и оценка параметров групп ЭС.

21. Решать задачу рекомендуется поэтапно:

составить перечень всех возможных ЭС;

определить границы между ЭС, которые будут рассматриваться в ВАБ;

предварительно сгруппировать ЭС;

оценить параметры выделенных групп ЭС;

окончательно сгруппировать ЭС;

детально описать и оценить параметры групп ЭС.

22. Для составления перечня ЭС рекомендуется использовать:

технологический регламент, инструкцию по эксплуатации РУ и другую эксплуатационную документацию;

опыт эксплуатации анализируемой РУ и установок с аналогичным типом реактора (для проектируемых РУ может использоваться опыт эксплуатации аналогичных установок при его наличии);

регламенты ППР;

планы-графики ППР;

результаты выполнения данной задачи в ВАБ для аналогичных РУ;

результаты инженерного анализа РУ (в том числе необходимые расчетные обоснования и другие типы анализов).

23. При составлении перечня ЭС РУ рекомендуется учитывать возможность ее работы с оборудованием или каналами СБ, выведенными в ремонт, виды остановов, особенности ЭС при останове, расхолаживании, подготовке к перегрузке ядерного топлива и/или ремонту РУ, перегрузке ядерного топлива и/или ремонте РУ, подготовке к пуску и пуске.

24. Рекомендуется рассматривать следующие виды остановов РУ (с учетом специфики РУ и возможности реализации видов останова):

плановый останов РУ для перегрузки (частичной и полной) ядерного топлива и ремонта оборудования;

плановый останов РУ для проведения ремонта оборудования;

остановы, вызванные нарушениями нормальной работы РУ, в том числе аварийные (с выгрузкой и без выгрузки топлива).

25. Рекомендуется объединять ЭС РУ в группы с целью сокращения количества аварийных сценариев, моделируемых в ВАБ. Группирование ЭС рекомендуется производить по схожести:

ИС;

степени критичности реактора (состояния: подкритическое, критическое и надкритическое);

уровня остаточных тепловыделений;