Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 31 декабря 2004 г. N 11 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов" (утратило силу)

1) перечни расчетных программ, используемых для прогнозирования нейтронно-физических характеристик и обоснования ядерной безопасности ИР, и информация об их аттестации;

2) перечни расчетных программ, используемых для теплогидравлических расчетов активной зоны в стационарных, переходных и аварийных режимах работы ИР;

3) программы и методики контроля и испытаний в процессе изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации систем (элементов), важных для безопасности;

4) условия безопасных испытаний, замены и вывода в ремонт РО СУЗ, исполнительных механизмов РО СУЗ, других средств воздействия на реактивность;

5) методики определения запаса реактивности ИР и эффективности РО СУЗ;

6) методика определения тепловой мощности реактора;

7) методика и периодичность тарировки каналов контроля плотности потока нейтронов по тепловой мощности реактора;

8) условия безопасного обращения со свежим и отработавшим ядерным топливом;

9) перечни контролируемых параметров и сигналов о состоянии ИР;

10) перечни регулируемых параметров;

11) перечни параметров, по которым должно быть обеспечено формирование сигналов на срабатывание защитных систем безопасности;

12) перечни блокировок и защит оборудования ИР, а также технические требования к условиям их срабатывания;

13) условия срабатывания систем безопасности, уровни и интенсивности внешних воздействий природного и техногенного происхождения, при достижении которых необходим останов ИР;

14) анализ надежности СУЗ ИР, при этом должно быть показано, что коэффициент неготовности СУЗ к выполнению функции аварийной защиты при наличии сигнала AЗ не превышает 10(-5);

15) анализ реакций управляющих и других систем, важных для безопасности, на внутренние и внешние воздействия природного и техногенного происхождения, возможные отказы и неисправности, подтверждающий отсутствие опасных для реактора реакций;

16) прогнозируемый запас реактивности ИР с оценкой погрешности используемых расчетных методов и с учетом возможных технологических отклонений параметров комплектующих элементов активной зоны от номинальных значений, при этом необходимый запас реактивности ИР должен быть обоснован;

17) эффективность РО СУЗ, экспериментальных и загрузочных устройств;

18) эффекты и коэффициенты обратных связей по реактивности, включая температурный и мощностной эффекты реактивности, а при необходимости барометрический и плотностной эффекты реактивности и эффекты реактивности, обусловленные выгоранием топлива и отравлением реактора;

19) перечень ядерно-опасных работ при эксплуатации ИР и меры по обеспечению ядерной безопасности при их проведении, включая работы по загрузке (перегрузке) ядерного топлива.

1) аварийные источники электроснабжения, обеспечивающие работу не менее двух каналов контроля уровня мощности и указателей положения РО СУЗ, а также контроль температурного режима реактора при расхолаживании;

2) технические меры по исключению несанкционированного доступа к управляющим и другим системам, важным для безопасности.

1) порционную загрузку ядерного топлива в активную зону реактора и при необходимости порционный залив жидкости в реактор при физическом пуске ИР;

2) подкритичность реактора в режиме временного останова не менее 2% (К_эфф <= 0,98) при взведенных РО AЗ;

3) подкритичность реактора в режиме длительного останова не менее 5% (К_эфф <= 0,95);

4) безопасность ИР при любом исходном событии проектных аварий с наложением одного независимого от исходного события отказа или одной независимой от исходного события ошибки персонала;

5) диагностику состояния реактора и систем ИР, важных для безопасности;

6) контроль состояния физических барьеров на пути распространения продуктов деления ядерных материалов и радиоактивных веществ;

7) сохранность и работоспособность в условиях проектных аварий технических средств, используемых для регистрации и хранения информации, необходимой для идентификации исходных событий проектных аварий и установления алгоритмов работы систем, важных для безопасности, и действий персонала.

3.2.1.1. Конструкция реактора при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна исключать непредусмотренные перемещения, деформации или формоизменения элементов активной зоны и отражателя, приводящие к увеличению реактивности или ухудшению теплоотвода и последующему повреждению тепловыделяющих элементов сверх соответствующих проектных пределов.

3.2.1.2. Конструкция тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих элементов, материалы сердечников и оболочек тепловыделяющих элементов должны при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивать непревышение установленных соответствующих проектных пределов повреждения тепловыделяющих элементов с учетом:

3.2.1.3. Характеристики ядерного топлива и конструкция реактора должны исключать возможность образования вторичных критических масс при разрушении активной зоны или расплавлении ядерного топлива.

3.2.1.4. При выборе конструкции активной зоны и ее состава должны использоваться технические решения, исключающие положительный мощностной и температурный коэффициенты реактивности при любых режимах работы реактора.

3.2.1.5. Конструкция активной зоны или отражателя должна обеспечивать возможность размещения в них внешнего (пускового) источника нейтронов, используемого при физическом пуске, а в случае необходимости и при последующей эксплуатации ИР.

3.2.1.6. В проекте ИР должен быть приведен анализ теплотехнической надежности активной зоны, обосновывающий достаточность предусмотренных запасов до пределов безопасной эксплуатации тепловыделяющих элементов.

3.2.1.7. Активная зона и исполнительные механизмы РО СУЗ должны быть спроектированы так, чтобы исключались заклинивание и выброс РО СУЗ вверх или вниз и самопроизвольное расцепление РО СУЗ с их исполнительными механизмами.

3.2.1.8. В проекте ИР должны быть предусмотрены технические средства и методы контроля герметичности тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок) на остановленном и работающем на мощности реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок).

3.2.1.9. В проекте ИР должно быть определено соответствие между повреждениями тепловыделяющих элементов и активностью теплоносителя первого контура по реперным радионуклидам (с учетом эффективности системы очистки теплоносителя от продуктов деления).

3.2.1.10. Тепловыделяющие элементы (тепловыделяющие сборки) с ядерным топливом различного обогащения, специальные выгорающие поглотители нейтронов, тепловыделяющие элементы с выгорающим поглотителем нейтронов, тепловыделяющие элементы со смешанным ядерным топливом и т.п. должны иметь маркировку (отличительные знаки), которая должна сохраняться на протяжении всего срока эксплуатации и последующего хранения.

3.2.2.1. Конструкция экспериментальных устройств должна исключать возможность самопроизвольного перемещения сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов при их эксплуатации в составе реактора, а также обеспечивать локализацию (удержание) радиоактивных веществ испытываемых образцов в случае их разрушения.

3.2.2.2. Должны быть выполнены расчетные, а в необходимых случаях и экспериментальные оценки влияния экспериментальных устройств на реактивность, распределение энерговыделения в активной зоне и на эффективность РО СУЗ.

3.2.2.3. Установка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов должна проводиться, как правило, на остановленном реакторе.

3.2.2.4. Скорость ввода положительной реактивности при установке (выгрузке) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов с эффективностью более 0,3бета_эфф не должна превышать 0,07бета_эфф/с.

3.2.2.5. Если установка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов ведет к увеличению реактивности на 0,7рбетта_эфф и более, должно быть обеспечено шаговое увеличение реактивности со значением шага, не превышающим 0,3бета_эфф.

Шаговое перемещение средств воздействия на реактивность должно обеспечивать чередование увеличения реактивности и последующей паузы. Каждый шаг должен инициироваться оператором.

3.2.2.6. В случае необходимости установки (выгрузки) испытываемых образцов при работе реактора на мощности в проекте ИР должна быть обоснована необходимость проведения работ в этих условиях и доказана ядерная безопасность ИР при их проведении.

3.2.2.7. Проектно-конструкторская документация на новые сменные элементы экспериментальных устройств и испытываемые образцы при необходимости должна быть согласована с разработчиками ИР.

3.2.2.8. Экспериментальные устройства при необходимости должны быть оснащены детекторами контроля плотности потока нейтронов, датчиками теплофизических и других параметров.

3.2.2.9. Должны быть определены условия, объем и периодичность проверок экспериментальных устройств на их соответствие проектным характеристикам.

3.2.3.1. Система охлаждения активной зоны (первый контур) при нормальной эксплуатации должна обеспечивать теплоотвод от активной зоны без нарушения установленных эксплуатационных пределов по температуре и скорости изменения температуры элементов активной зоны и экспериментальных устройств.

3.2.3.2. В проекте ИР должны быть приведены:

3.2.3.3. В случае использования на реакторе системы сжигания продуктов радиолиза прочность корпуса реактора должна определяться с учетом повышения давления в корпусе при сжигании продуктов радиолиза.

3.2.3.4. Используемые в проекте ИР технические решения должны обеспечивать:

3.2.3.5. В проекте ИР должны быть предусмотрены:

3.2.3.6. Используемые в проекте ИР технические решения должны исключать:

3.2.4.1. В составе управляющих систем нормальной эксплуатации должна быть предусмотрена часть СУЗ, обеспечивающая контроль плотности потока нейтронов (мощности) и управление мощностью реактора. Указанная часть СУЗ должна включать:

3.2.4.2. Диапазон контроля плотности потока нейтронов управляющей системой нормальной эксплуатации должен перекрывать весь определенный проектом ИР диапазон изменения мощности реактора.

В случае разбиения диапазона контроля плотности потока нейтронов на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады. Переключение поддиапазонов должно быть автоматическим.

3.2.4.3. Управление реактором и основными системами ИР должно производиться с пункта управления ИР, имеющего двухстороннюю громкоговорящую связь с реакторным помещением и при необходимости с другими помещениями ИР. Пункт управления ИР должен быть оборудован телефонной связью.

3.2.4.4. Если указанные в пункте 3.2.4.1 каналы контроля не обеспечивают контроль плотности потока нейтронов при загрузке ядерного топлива, то реактор должен быть оборудован дополнительной (пусковой) системой контроля. Эта система может быть съемной, устанавливаемой на период загрузки ядерного топлива, и должна включать в себя не менее двух каналов контроля плотности потока нейтронов реактора с показывающими приборами и записывающим устройством.

3.2.4.5. Эффективность РО РР, РО АР, РО КР должна быть достаточной для обеспечения не менее 1% подкритичности (К_эфф <= 0,99) реактора после взвода РО AЗ.

3.2.4.6. РО РР, РО АР, РО КР должны иметь указатели промежуточного положения и указатели конечных положений.

3.2.4.7. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны исключать:

3.2.4.8. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны обеспечивать:

3.2.4.9. Управляющая система нормальной эксплуатации должна формировать как минимум следующие сигналы на пункт управления:

3.2.4.10. В проекте ИР должен быть установлен и обоснован диапазон мощности реактора, в пределах которого регулирование осуществляется автоматическим регулятором, приведены характеристики системы автоматического регулирования мощности и оценка погрешности поддержания требуемого уровня мощности и должно быть доказано отсутствие автоколебаний мощности.

Возможность работы ИР без системы автоматического регулирования мощности должна быть обоснована в проекте ИР.

3.2.4.11. При включении нескольких каналов контроля плотности потока нейтронов на вход системы автоматического регулирования должно быть исключено изменение мощности реактора системой автоматического регулирования при отключении или отказе одного из каналов контроля плотности потока нейтронов.

3.3.1.1. В составе СУЗ должна быть предусмотрена AЗ ИР.

3.3.1.2. AЗ должна иметь не менее двух независимых РО AЗ (групп РО AЗ).

3.3.1.3. Эффективность РО AЗ без учета одного наиболее эффективного РО AЗ (группы РО AЗ) и их быстродействие должны обеспечивать:

3.3.1.4. РО AЗ должны иметь указатели конечных положений.

3.3.1.5. AЗ должна быть спроектирована таким образом, чтобы начавшееся защитное действие было выполнено полностью с учетом требований пункта 3.3.1.3 и обеспечивался контроль выполнения функции безопасности (останов по аварийному сигналу или по сигналу об отказе в канале защиты).

3.3.1.6. При появлении аварийного сигнала РО AЗ должны приводиться в действие из любых промежуточных положений и на любом участке своего движения должны обеспечивать ввод отрицательной реактивности, при этом отрицательная реактивность должна вводиться и другими РО СУЗ.

3.3.1.7. AЗ должна выполнять функцию безопасности независимо от состояния источников электроснабжения СУЗ.

3.3.1.8. Кроме аварийного останова ИР, РО AЗ при необходимости могут использоваться для планового останова ИР.

3.3.1.9. Кроме AЗ, в составе защитных систем безопасности в проекте ИР могут быть предусмотрены и другие системы останова, приводимые в действие автоматически или дистанционно.

3.3.1.10. Системы останова должны обеспечивать поддержание реактора в подкритическом состоянии с учетом возможного высвобождения реактивности, в том числе за счет температурного и мощностного эффектов реактивности.

3.3.2.1. Для реактора с принудительной системой охлаждения активной зоны проектом ИР должна быть предусмотрена система безопасности, обеспечивающая аварийное расхолаживание активной зоны в случае отказа принудительной системы охлаждения, который может явиться исходным событием проектной аварии.

3.3.2.2. В проекте ИР должны быть обоснованы перечень параметров и признаки состояния реактора, по которым автоматически вводится в действие система аварийного расхолаживания активной зоны, уставки и условия включения системы в работу для всех исходных событий проектных аварий.

3.3.2.3. Включение, выключение и работа системы аварийного расхолаживания активной зоны не должны выводить реактор из подкритического состояния.

3.3.2.4. Возможность управления процессом аварийного расхолаживания активной зоны должна быть обеспечена как из основного, так и из резервного пункта управления ИР.

1) РО АР, РО РР, РО КР не находятся на нижних концевиках;

2) имеются аварийные или предупредительные сигналы по параметрам технологических систем, важным для безопасности ИР.

1) достижения уставки AЗ по любому из каналов защиты по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов;

2) отказа любого из каналов защиты по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов;

3) достижения уставок AЗ по параметрам технологических систем, важных для безопасности;

4) появления сигналов от экспериментальных устройств, требующих останова ИР;

5) при инициировании персоналом срабатывания AЗ соответствующими кнопками;

6) отказа электроснабжения СУЗ, в том числе блоков питания детекторов потока нейтронов каналов контроля или защиты.

4.2.1.1. После комиссионной приемки помещений, систем и оборудования ИР в эксплуатацию в объеме, необходимом для физического пуска ИР, готовность ИР к проведению физического пуска должна быть проверена комиссией по ядерной безопасности, назначенной приказом эксплуатирующей организации.

4.2.1.2. Комиссия по ядерной безопасности проверяет:

4.2.1.3. После устранения недостатков, отмеченных комиссией по ядерной безопасности, эксплуатирующая организация должна издать приказ о проведении физического пуска ИР.

4.2.1.4. Физический пуск ИР должен проводиться в соответствии с программой физического пуска ИР, согласованной с разработчиками проекта ИР и утвержденной эксплуатирующей организацией.

4.2.1.5. В программе физического пуска ИР должны быть определены порядок загрузки активной зоны ядерным топливом и порядок достижения критического состояния реактора, должны быть приведены перечень, методики и последовательность проведения планируемых экспериментов.

4.2.1.6. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИР должна предусматривать меры по обеспечению ядерной безопасности, содержать краткое описание СУЗ (включая нештатную пусковую аппаратуру, если она используется), расчетные значения критических загрузок и эффективностей РО СУЗ, оценку влияния на реактивность экспериментальных устройств и теплоносителя.

Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИР утверждается руководителем эксплуатирующей организации.

4.2.1.7. По результатам физического пуска оформляется отчет, где должны быть приведены результаты физического пуска и рекомендации по корректировке проекта и эксплуатационной документации ИР.

4.2.2.1. После комиссионной приемки в эксплуатацию всех предусмотренных проектом зданий, сооружений и оборудования ИР приказом эксплуатирующей организации должно быть оформлено решение о проведении энергетического пуска ИР.

4.2.2.2. Энергетический пуск ИР должен проводиться в соответствии с программой энергетического пуска, откорректированной при необходимости по результатам физического пуска, согласованной с разработчиками проекта ИР и утвержденной эксплуатирующей организацией.

4.2.2.3. В программе энергетического пуска ИР должны быть определены основные этапы работ, исходное состояние реактора и систем, важных для безопасности, перед началом каждого этапа работ, их аппаратурно-методическое обеспечение, а также меры по обеспечению ядерной безопасности.

4.2.2.4. Результаты энергетического пуска оформляются отчетом, где должны быть приведены рекомендации по эксплуатации ИР, корректировке проекта, эксплуатационной документации и ООБ ИР, а также приведены основные параметры и нейтронно-физические характеристики реактора, рекомендуемые для включения в паспорт ИР.

4.2.2.5. Паспорт ИР должен оформляться на основании проекта и отчета по результатам энергетического пуска ИР и отражать установленные проектом основные параметры реактора, состав и характеристики систем безопасности, а также экспериментально подтвержденные численные значения эксплуатационных пределов, обеспечивающих безопасность ИР. Рекомендуемая форма паспорта ИР приведена в приложении 2.

4.2.2.6. По результатам энергетического пуска ИР эксплуатирующая организация должна издать приказ о вводе в эксплуатацию ИР.

4.3.1.1. В режиме работы ИР на мощности необходимо руководствоваться требованиями, установленными технологическим регламентом эксплуатации ИР.

4.3.1.2. Экспериментальные исследования должны проводиться на основании программы экспериментальных исследований на ИР, утвержденной в порядке, установленном в эксплуатирующей организации.

4.3.1.3. В программе экспериментальных исследований на ИР должны быть приведены исходное состояние остановленного реактора и технологических систем ИР, порядок достижения критического состояния реактора, требуемый уровень мощности и длительность работы реактора на этой мощности, а также меры по обеспечению ядерной безопасности, учитывающие специфику предстоящих экспериментальных исследований на реакторе.

4.3.1.4. На любой момент кампании ИР должны быть известны картограмма загрузки активной зоны, запас реактивности ИР и эффективность РО СУЗ.

4.3.1.5. Загрузка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов на работающем на мощности реакторе допускается при условии предварительного экспериментального подтверждения того, что вводимая положительная реактивность при загрузке (выгрузке) не превышает 0,3 бета_эфф.

4.3.1.6. Если при эксплуатации ИР в режиме работы на мощности не будут выполнены в полном объеме требования, установленные технологическим регламентом эксплуатации ИР, или будут нарушены условия безопасной эксплуатации, то ИР должен быть переведен в режим временного останова. Последующая эксплуатация ИР в режиме работы на мощности возможна только после устранения нарушений, вызвавших перевод ИР в режим временного останова, и по письменному разрешению руководителя эксплуатирующей организации.

4.3.1.7. При аварии на ИР персонал смены должен руководствоваться планом мероприятий (инструкцией) по защите работников (персонала) в случае аварии на ИР, определяющим действия работников (персонала) при возникновении аварии на ИР, где одним из первоочередных действий должно предусматриваться приведение реактора в подкритическое состояние любым из возможных дистанционных способов (если это не произошло автоматически).

4.3.1.8. В случае аварии на ИР запрещается вскрывать аппаратуру СУЗ и менять уставки AЗ до получения соответствующего распоряжения руководства эксплуатирующей организации.

4.3.2.1. При эксплуатации ИР в режиме временного останова должно обеспечиваться не менее 2% подкритичности (К_эфф <= 0,98) реактора, вне зависимости от положения РО AЗ.

4.3.2.2. Все работы в реакторном помещении после перевода ИР в режим временного останова, включая работы по техническому обслуживанию, плановому ремонту, испытаниям и проверке работоспособности систем, важных для безопасности, и оснащению ИР новыми экспериментальными устройствами, должны выполняться сменным и (или) ремонтным персоналом и согласно программе на смену, оформленной в оперативном журнале смены, и в соответствии с утвержденными инструкциями, программами и графиками.

4.3.2.3. После завершения работ по техническому обслуживанию, ремонту или замене элементов систем, важных для безопасности, должна проводиться проверка работоспособности систем и их соответствие проектным характеристикам.

4.3.2.4. Ядерно-опасные работы на реакторе, включая работы по перегрузке ядерного топлива, должны проводиться по специальным техническим решениям или программам, утвержденным в установленном в эксплуатирующей организации порядке.

Техническое решение (программа) должно содержать:

1) цель проведения и перечень планируемых ядерно-опасных работ, последовательность и технологию их проведения;

2) организационно-технические меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении ядерно-опасных работ;

3) расчетные или экспериментальные оценки влияния планируемых работ на реактивность реактора.

4.3.2.5. Технология выполнения постоянно повторяющихся на ИР ядерно-опасных работ, когда известно экспериментально определенное изменение реактивности при проведении этих работ, может быть внесена в эксплуатационную документацию ИР.

4.3.2.6. При проведении на реакторе ядерно-опасных работ должен обеспечиваться контроль уровня мощности и скорости увеличения мощности, при этом РО AЗ должны быть взведены и на приборах AЗ должны быть выставлены минимальные уставки по плотности потока нейтронов и скорости изменения плотности потока нейтронов.

4.3.2.7. Ситуации, когда ядерно-опасные работы проводятся без взвода РО AЗ, должны быть определены в эксплуатационной документации ИР, при этом в обязательном порядке должен быть обеспечен контроль за состоянием реактора по каналам управляющих систем нормальной эксплуатации и по каналам управляющей системы безопасности.

4.3.3.1. До принятия решения о переводе ИР в режим длительного останова эксплуатирующая организация должна разработать мероприятия, проведение которых обеспечивает безопасность ИР в этом режиме и предотвращает преждевременную потерю работоспособности элементов систем, важных для безопасности, в том числе коррозию оболочек тепловыделяющих элементов и корпусов тепловыделяющих сборок, находящихся в реакторе или в хранилищах.

4.3.3.2. До начала эксплуатации ИР в режиме длительного останова должно быть обеспечено не менее чем 5% подкритичности (К_эфф <= 0,95) реактора и исключена возможность подачи электропитания на исполнительные механизмы РО СУЗ и систем останова, экспериментальных и загрузочных устройств.

4.3.3.3. Режим длительного останова ИР должен вводиться приказом эксплуатирующей организации.

4.3.3.4. Объем и периодичность контроля состояния ИР, находящегося в режиме длительного останова, должны быть определены в руководстве по эксплуатации ИР.

4.3.3.5. Порядок подготовки ИР, находящегося в режиме длительного останова, к эксплуатации в режиме работы на мощности должен быть определен специальной программой.

4.3.4.1. В режиме окончательного останова ИР эксплуатирующая организация должна выполнить организационно-технические мероприятия по подготовке ИР к выводу из эксплуатации, включая выгрузку ядерного топлива из активной зоны и вывоз ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки ИР.

4.3.4.2. До утверждения руководителем эксплуатирующей организации акта о выполнении работ по вывозу ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки ИР сокращение объема технического обслуживания и численности персонала ИР не допускается.