Федеральная служба
по экологическому, технологическому и атомному надзору
ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
Утверждены
постановлением
Федеральной службы
по экологическому,
технологическому и атомному
надзору
от 10 декабря 2007 г. № 4
ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК
АТОМНЫХ СТАНЦИЙ
НП-082-07
Введены в
действие
с 1 июня 2008 г.
Москва 2007
Федеральная служба по экологическому,
технологическому и атомному надзору постановляет:
Утвердить и ввести в действие с 1 июня
2008 г. прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной
энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных
станций" (НП-082-07).
Руководитель
К.Б. Пуликовский
Зарегистрировано в Минюсте РФ 21 января
2008 г.
Регистрационный № 10951
Содержание
Перечень сокращений Термины и
определения 1. Назначение и
область применения 2. Требования
обеспечения ядерной безопасности, предъявляемые к реактору и другим системам,
важным для безопасности 2.1. Общие
требования 2.2. Активная
зона реактора и элементы ее конструкции 2.3. Системы
управления и защиты 2.3.1. Общие
требования 2.3.2. Система
аварийной защиты 2.3.3.
Управление нейтронным потоком и реактивностью 2.4.
Управляющие системы нормальной эксплуатации и управляющие системы
безопасности 2.5. Контур
теплоносителя РУ (первый контур) 2.6. Системы
аварийного охлаждения активной зоны 2.7. Устройства
перегрузки и порядок проведения перегрузки активной зоны 2.7.1.
Устройства перегрузки 2.7.2. Порядок
проведения перегрузки 3. Обеспечение
ядерной безопасности при вводе блока АС в эксплуатацию 3.1. Физический
пуск реактора 3.2.
Энергетический пуск блока АС 4. Обеспечение
ядерной безопасности при эксплуатации 5. Контроль
соблюдения правил ПриложениеПределы повреждения твэлов и требования к
коэффициентам реактивности реакторов АС с наиболее распространенными типами
РУ |
Настоящие федеральные
нормы и правила "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных
станций" определяют требования к обеспечению ядерной безопасности
реакторных установок атомных станций при проектировании, конструировании,
сооружении и эксплуатации.
Выпущены взамен Правил ядерной
безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ
РУ АС-89 с изменением № 1 и раздела 4 Правил ядерной безопасности
атомных станций ПБЯ-04-74*.
Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и
атомному надзору от 10 декабря 2007 г. № 4 "Об утверждении и введении в
действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии
"Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций"
зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 21 января 2008 г.,
регистрационный № 10951.
* Разработаны специалистами НТЦ
ЯРБ с учетом замечаний и предложений следующих организаций: ФГУП "Государственный
научно-исследовательский проектно-конструкторский институт
Атомэнергопроект", ФГУП "Российский государственный концерн по
производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях", ФГУП
"Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов
имени академика А.А. Бочвара", ФГУП "Всероссийский проектный и
научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии",
ФГУП "Опытное конструкторское бюро "Гидропресс", ФГУП "Государственный
научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт имени А.И.
Лейпунского", открытое акционерное общество "Новосибирский завод
химконцентратов", ФГУП "Государственный научный центр Российской
Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов", ОАО
"Машиностроительный завод", ОАО "Мурманское морское
пароходство", ОАО "ТВЭЛ", ФГУП "Опытно-конструкторское бюро
машиностроения имени И.И. Африкантова", ФГУП "Горнохимический
комбинат", ФГУП "Производственное объединение "Маяк", ФГУП
"Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им.
Н.А. Доллежаля", филиалы концерна "Росэнергоатом" Балаковская
АЭС, Белоярская АЭС, Билибинская АЭС, Калининская АЭС, Кольская АЭС, Курская
АЭС, Ленинградская АЭС, НововоронежскаяАЭС, Смоленская АЭС, Управление ядерной
и радиационной безопасности Агентства по атомной энергии, РНЦ
"Курчатовский институт"
Перечень сокращений
АЗ
- аварийная защита
АС -
атомная станция
ACT -
атомная станция теплоснабжения
БН
- реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
БПУ (БЩУ)
- блочный пункт (щит) управления
ВВЭР
- водо-водяной энергетический реактор
КГО - контроль герметичности оболочки
ООБ -
отчет по обоснованию безопасности
ПЗ -
предупредительная защита
РБМК -
реактор большой мощности канальный
РПУ (РЩУ)
- резервный пункт (щит) управления
РУ -
реакторная установка
СВБ -система важная для безопасности
СУЗ -
система управления и защиты
ТВС -
тепловыделяющая сборка
твэл -
тепловыделяющий элемент
УСБ -
управляющие системы безопасности
УСНЭ -
управляющие системы нормальной эксплуатации
ЭГП-6 -
энергетическая графитовая петельная реакторная установка
Термины и
определения
В целях настоящего документа
используются следующие термины и определения.
1. Аварийная
защита:
- функция безопасности, заключающаяся в
быстром переводе реактора в подкритическое состояние и в поддержании его в
подкритическом состоянии;
- комплекс систем безопасности,
выполняющий функцию АЗ.
2. Активная
зона - часть реактора, в которой размещены ядерное топливо,
замедлитель, поглотитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и
элементы конструкций, предназначенные для осуществления управляемой цепной
ядерной реакции деления и передачи энергии теплоносителю.
3. Группа
рабочих органов СУЗ - один или несколько рабочих органов СУЗ,
объединенных по управлению в целях одновременного совместного перемещения и
воздействия на реактивность.
4. Диагностика
- функция контроля, целью которой является определение состояния
работоспособности (неработоспособности) или исправности (неисправности)
диагностируемого объекта.
5. Извлечение
средств воздействия на реактивность - такое перемещение или
изменение состояния средств воздействия на реактивность, которое приводит к
вводу положительной реактивности (введение средств воздействия на реактивность
приводит к вводу отрицательной реактивности).
6. Исполнительный
механизм СУЗ - устройство, состоящее из привода, рабочих органов и
соединительных элементов и предназначенное для изменения реактивности реактора.
7. Канал
контроля - совокупность датчиков, линий связи, средств обработки
сигналов и (или) представления параметров, предназначенных для обеспечения
контроля в заданном проектом объеме.
8. Комплект
аппаратуры АЗ - аппаратура системы управления и защиты, выполняющая
в заданном проектом РУ объеме функции контроля и управления АЗ.
9. Максимальный
запас реактивности - реактивность, которая может реализовываться в
реакторе при удалении из активной зоны всех средств воздействия на реактивность
и извлекаемых поглотителей для момента кампании и состояния реактора с
максимальным значением эффективного коэффициента размножения.
10. Максимальный
проектный предел повреждения твэлов - допустимые значения параметров
и характеристик твэлов в условиях проектных аварий, превышение которых может
приводить к разрушению твэлов.
11. Перегрузка
активной зоны (перегрузка) - ядерно-опасные работы на РУ по
загрузке, извлечению и перемещению ТВС (твэлов), средств воздействия на
реактивность и других элементов, влияющих на реактивность, в целях их ремонта,
замены и демонтажа.
12. Повреждение
твэла - нарушение хотя бы одного из установленных для твэлов
проектных пределов повреждения.
13. Предупредительная
защита - функция, выполняемая управляющей системой нормальной
эксплуатации блока АС, для предотвращения срабатывания аварийной защиты и (или)
нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации.
14. Привод
СУЗ - устройство, предназначенное для изменения положения
механического рабочего органа СУЗ и его удержания в фиксированном положении.
15. Рабочий
орган АЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в АЗ.
16. Рабочий
орган СУЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в
СУЗ.
17.
Разгерметизация твэла - повреждение твэла с нарушением целостности
оболочки твэла типа газовой неплотности или прямого контакта ядерного топлива с
теплоносителем.
18. Разрушение
твэла - нарушение целостности конструкции твэла, в результате
которой твэл утрачивает геометрию, обеспечивающую его проектное охлаждение.
19. Реакторная
установка - комплекс систем и элементов АС, предназначенный для
преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно
связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации,
аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии
при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций
другими системами АС. Границы РУ устанавливаются для каждой АС в проекте.
20. Сигнал
АЗ - сигнал, формируемый в комплекте аппаратуры АЗ с целью
инициировать срабатывание рабочих органов АЗ и поступающий в средства
регистрации, а также на БПУ и РПУ для оповещения персонала.
21. Сигнал
ПЗ - сигнал, формируемый и регистрируемый системами контроля и
управления для инициирования функций ПЗ и оповещения персонала о возможных
нарушениях нормальной эксплуатации.
22. Система
остановки реактора - система, предназначенная для перевода реактора
в подкритическое состояние и поддержания его в подкритическом состоянии с
помощью средств воздействия на реактивность.
23. Система
управления и защиты - совокупность средств технического,
программного и информационного обеспечения, предназначенных для обеспечения
безопасного протекания цепной ядерной реакции деления.
Система управления и защиты - система,
важная для безопасности, совмещающая функции нормальной эксплуатации и
безопасности и состоящая из элементов управляющих систем нормальной
эксплуатации, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.
24. Средства
воздействия на реактивность - технические средства, реализуемые в
виде твердых, жидких или газообразных поглотителей (замедлителей, отражателей),
изменением положения или состояния которых в активной зоне или отражателе
обеспечивается изменение реактивности активной зоны реактора.
25. Тепловыделяющая
сборка - машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и
предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет
осуществления контролируемой ядерной реакции.
26. Тепловыделяющий
элемент (твэл) - отдельная сборочная единица, содержащая ядерные
материалы и предназначенная для получения тепловой энергии в ядерном реакторе
за счет осуществления контролируемой ядерной реакции деления и (или) для
накопления нуклидов.
27. Тяжелое
повреждение активной зоны реактора - запроектная авария с повреждением
твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть превышен
предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.
28. Указатель
положения рабочего органа СУЗ - устройство для определения положения
рабочего органа СУЗ в активной зоне реактора.
29. Эквивалентная
степень окисления оболочки - отнесенная к начальной толщине оболочки
суммарная толщина эквивалентного слоя, который прореагировал бы с водяным паром
в предположении, что весь местно-поглощенный кислород пошел на образование
стехиометрического диоксида циркония ZrО2. В случае разгерметизации
оболочки учитывается окисление как наружной, так и внутренней поверхности
оболочки.
1. Назначение и
область применения
1.1. Настоящие Правила ядерной
безопасности реакторных установок атомных станций распространяются на все
проектируемые, конструируемые, сооружаемые и эксплуатируемые АС.
1.2. Настоящие Правила устанавливают
требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и
элементов РУ, а также организационные требования, направленные на обеспечение
ядерной безопасности при проектировании, конструировании, сооружении и
эксплуатации РУ и АС.
1.3. Настоящие Правила разработаны на
основе требований общих положений обеспечения безопасности АС, а также опыта
проектирования, конструирования, сооружения и эксплуатации АС и конкретизируют
требования общих положений обеспечения безопасности АС в части обеспечения
ядерной безопасности РУ и АС, за исключением требований к хранению и
транспортированию ядерного топлива.
1.4. Ядерная безопасность РУ и АС
определяется техническим совершенством проектов, требуемым качеством
изготовления, монтажа, наладки и испытаний элементов и систем, важных для
безопасности, их надежностью при эксплуатации, диагностикой технического
состояния оборудования, качеством и своевременностью проведения технического
обслуживания и ремонта оборудования, контролем и управлением технологическими
процессами при эксплуатации, организацией работ, квалификацией и дисциплиной
персонала.
1.5. Ядерная безопасность РУ и АС
обеспечивается системой технических и организационных мер, предусмотренных
концепцией глубокоэшелонированной защиты, в том числе за счет:
- использования и развития свойств
внутренней самозащищенности;
- использования систем безопасности,
построенных на основе принципов независимости, разнообразия и резервирования;
единичного отказа;
- использования надежных, проверенных
практикой технических решений и обоснованных методик, расчетных анализов и
экспериментальных исследований;
- выполнения требований нормативных
документов по безопасности РУ и АС, соблюдения требований проектов РУ и АС;
- устойчивости технологических
процессов;
- реализации систем обеспечения качества
на всех этапах создания и эксплуатации АС;
- формирования и внедрения культуры
безопасности на всех этапах создания и эксплуатации АС.
2. Требования
обеспечения ядерной безопасности, предъявляемые к реактору и другим системам,
важным для безопасности
2.1. Общие
требования
Комментарии (0)
Чтобы оставить комментарий вам необходимо авторизоваться