— Все документы — Нормативные документы по надзору в области строительства — Нормативные документы по атомному надзору — ПНАЭ Г-1-024-90 ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

ПНАЭ Г-1-024-90 ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

ПНАЭ Г-1-024-90 ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Госпроматомнадзор СССР

Правила и нормы в атомной энергетике

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ 
РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

ПНАЭ Г-1-024-90 
(ПБЯ РУ АС-89)

Москва 1991

Комитет СССР по государственному надзору 
за безопасным ведением работ в промышленности 
и атомной энергетике (Госпроматомнадзор СССР)

Правила и нормы в атомной энергетике

Утверждены

постановлением

Госпроматомнадзора СССР

от 12.06.90 № 7

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ 
РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ 
(ПБЯ РУ АС-89)

ПНАЭ Г-1-024-90

Дата введения 01.09.90

Действует с изменением № 1 (см. постановление Госатомнадзора России от 27 декабря 1999 г. № 6). Изменены: Раздел «Основные определения» - пункты 38, 60, пункты 1.1, 1.4, 2.1.1, 2.1.2, 2.1.5, 2.1.8, 2.1.10, 2.1.16, 2.7.2.15, 3.1, 3.2, 3.3, 3.6, 3.9, 3.12, 3.13, 3.23, название раздела 4, 4.1,4.2, 4.5, 4.6, 4.10, Приложение. Внесен пункт 65 в раздел « Основные определения».

(Измененная редакция, Изм. № 1).

Москва 1991

Настоящие Правила являются обязательными для всех министерств, ведомств, предприятий и организаций при проектировании, сооружении и эксплуатации реакторных установок (РУ) атомных станций, а также при конструировании и изготовлении элементов РУ. Правила подготовлены Научно-техническим центром при Госпроматомнадзоре СССР.

Исполнители: В. С. ИОНОВ,

М. И. МИРОШНИЧЕНКО,

Н. И. СУЛХАНИШВИЛИ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АЗ                - аварийная защита

АС                - атомная станция

АСТ             - атомная станция теплоснабжения

БН                - реактор на быстрых нейтронах

БШУ            - блочный щит управления

ВВЭР           - водо-водяной энергетический реактор

ОПБ             - Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (нормативно-технический документ)

ПЗ                - предупредительная защита

РБМК           - реактор большой мощности канальный

РЩУ            - резервный щит управления

СУЗ              - системы управления и защиты

ТВС              - тепловыделяющая сборка

Твэл             - тепловыделяющий элемент

ТОБ              - техническое обоснование безопасности

ОСНОВНЫЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. Аварийная защита - функция безопасности, состоящая в быстром переводе активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержании ее в подкритическом состоянии; комплекс систем безопасности, выполняющий функцию АЗ.

2. Аварийнаяситуация* - состояние АС, характеризующееся нарушением пределов и/или условий безопасности эксплуатации, не перешедшее в аварию.

3. Административное руководство АС*2 - должностные лица, которые наделены правами и обязанностями, а также несут ответственность за эксплуатацию АС.

4. 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 и передачи энергии теплоносителю.

5. Внутренняя самозащищенность РУ* - свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей и процессов.

* Здесь и далее в данном разделе текст определения взят из ОПБ-88.

*2 Здесь и далее в данном разделе определение отражает текст ОПБ-88.

6. Группа рабочих органов СУЗ - один или несколько рабочих органов СУЗ, объединенных по управлению в целях одновременного совместного перемещения.

7. Диагностика - техническое наблюдение за системами (элементами) в целях определения и/или предсказания по заданным значениям параметров или признакам возможности выполнения предусмотренных функций.

8. 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, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны, уменьшение последствий которой достигается управлением аварией и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения.

9. 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).

10. Исполнительный механизм СУЗ - устройство, состоящее из привода, рабочих органов и соединительных элементов, предназначенное для изменения реактивности активной зоны реактора.

11. Исходное событие* - единичный отказ в системах АС, внешнее событие или ошибка персонала, которые приводят к нарушению нормальной безопасности и могут привести к нарушению пределов и/или условий безопасности эксплуатации. Исходное событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием.

12. Канал контроля - совокупность датчиков, линий передачи, средств обработки сигналов и/или демонстрации параметров, предназначенная для обеспечения контроля в заданном проектном объеме.

13. Канал системы* - часть системы, выполняющая в заданном проектном объеме функцию системы.

14. Комплект аппаратуры АЗ - часть АЗ, выполняющая в заданном техническим проектом РУ объеме функции контроля и управления АЗ.

15. Контроль - получение, обработка, передача для демонстрации персоналу и/или в устройства для управления сигналов, которые соответствуют значениям параметров технологического процесса или состояниям оборудования РУ.

16. Культура безопасности* - квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности АС является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к самосознанию ответственности и к самоконтролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.

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

18. Максимальный запас реактивности - реактивность, которая может реализовываться в реакторе при извлечении из активной зоны всех средств воздействия на реактивность и других извлекаемых поглотителей для момента кампании и состояния реактора с максимальным значением эффективного коэффициента размножения.

19. Нарушение нормальной эксплуатации РУ - состояние РУ, характеризующееся нарушением эксплуатационных пределов и условий.

20. Независимые системы (элементы) * - системы (элементы) , для которых отказ одной системы (элемента) не приводит к отказу другой системы (элемента).

21. Нормальная эксплуатацияРУ*2 - эксплуатация РУ в определенных техническим проектом РУ эксплуатационных пределах и условиях.

22. Первый контур*2 - контур вместе с системой компенсации давления, по которому циркулирует теплоноситель через активную зону под рабочим давлением.

Первый контур РУ обеспечивает отвод тепла теплоносителем от активной зоны реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

23. 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.

24. Последствия аварии на РУ*2 - возникшая в результате аварии на РУ радиационная обстановка в пределах систем локализации, наносящая ущерб за счет превышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал.

25. Подкритическое состояние - состояние активной зоны, характеризующееся:

значением эффективного коэффициента размножения, меньшим единицы;

отсутствием локальной критичности.

26. Пределы безопасности эксплуатацииРУ*2 - установленные техническим проектом РУ границы значений параметров технологического процесса, нарушение которых может привести к аварии.

27. Предупредительная защита - функция безопасности, обеспечиваемая системой контроля и управления РУ, для предотвращения срабатывания АЗ и/или нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации (полное или частичное снижение мощности, блокировки управления или инициирование к работе оборудования, проверка установок или условий срабатывания ПЗ, формирование сигналов ПЗ для персонала и т.п.).

28. Привод СУЗ - устройство, предназначенное для изменения положения механического рабочего органа СУЗ.

29. 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 из активных или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

30. Принцип независимости - принцип повышения надежности системы путем применения функционального и/или физического разделения каналов (элементов), для которых отказ одного канала (элемента) не приводит к отказу другого

канала (элемента).

31. Принцип разнообразия - принцип повышения надежности систем путем применения в разных системах (либо в пределах одной системы в разных каналах) различных средств и/или аналогичных средств, основанных на различных принципах действия, для осуществления заданной функции.

32. Принцип резервирования - принцип повышения надежности систем путем применения структурной, функциональной, информационной и временной избыточности по отношению к минимально необходимому и достаточному для выполнения системой заданных функций объему.

33. Проектная авария*2 - авария, для которой техническим проектом РУ определены исходные события и конечные состояния РУ и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной независимой от исходного события ошибки персонала ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

34. Проектные пределы*2 - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и РУ в целом, установленные техническим проектом РУ для нормальной эксплуатации, аварийных ситуаций и аварий.

35. Рабочий органСУЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в СУЗ.

36. Рабочий орган АЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в АЗ.

37. Реактор - устройство для осуществления управляемой цепной ядерной реакции в целях выработки тепловой энергии.

38. Реакторная установка*2- 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, АЗ и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами станции. Границы РУ определяются разработчиками проектов РУ и АС и указываются в техническом проекте РУ.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

39. Сигнал аварийной защиты - сигнал, формируемый в комплекте аппаратуры АЗ с целью вызвать срабатывание рабочих органов АЗ и поступающий в средства регистрации, а также на БЩУ и РЩУ для оповещения персонала.

40. Сигнал ПЗ - сигнал, формируемый и регистрируемый системами контроля и управления, для инициирования функций ПЗ и оповещения персонала о возможности нарушения нормальной эксплуатации.

41. Система* - совокупность элементов, предназначенных для выполнения заданных функций.

42. Системы (элементы) безопасности* - системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности.

43. Система информационной поддержкиоператора - система, предназначенная для контроля, анализа и прогноза состояний, выработки рекомендаций по управлению РУ и проверки действий оператора.

44. Системы остановки реактора - системы, предназначенные для перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержания ее в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность.

45. Системы управления изащиты - совокупность средств технического, программного и информационного обеспечения, предназначенных для обеспечения безопасного протекания цепной реакции.

Системы управления и защиты - системы, важные для безопасности, совмещающие функции нормальной эксплуатации и безопасности и состоящие из элементов систем контроля и управления, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.

46. Системы (элементы) РУ, важные для безопасности*2, - системы (элементы) безопасности, а также системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную эксплуатацию РУ и могут приводить к проектным и запроектным авариям.

47. Системы (элементы) контроля и управления РУ*2 - системы (элементы), предназначенные для контроля и управления системами нормальной эксплуатации РУ.

48. Системы (элементы) нормальной эксплуатации* - системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.

49. 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.

50. Тепловыделяющая сборка - сборка твэлов, предназначенная для загрузки, выгрузки и размещения их в активной зоне.

51. Тепловыделяющий элемент - отдельная сборочная единица с ядерным топливом, размещаемая в активной зоне и обеспечивающая генерирование тепловой энергии, накопление материалов деления и вторичного ядерного топлива.

52. Удельная пороговая энергия разрушениятвэла - энергия, разделяющаяся за короткий промежуток времени в единице массы ядерного топлива при быстром вводе реактивности, достаточная для разрушения твэла.

53. Указатель положения рабочего органа СУЗ - устройство для определения положения рабочего органа СУЗ в активной зоне реактора.

54. Управление запроектной аварией* - действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий запроектных аварий. Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства, предназначенные для нормальной эксплуатации, обеспечения безопасности при проектных авариях или специально предназначенные для уменьшения последствий запроектных аварий.

55. Управление РУ - приведение РУ специально предусмотренными для этого средствами в заданное состояние и/или поддержание этого состояния.

56. Условия безопасной эксплуатации* - установленные проектом минимальные условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и условиям технического обслуживания систем (элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации и/или критериев безопасности.

57. Функция безопасности* - специфическая конкретная цель и действия, обеспечивающие ее достижение, направленные на предотвращение аварии или ограничение ее последствий.

58. Эксплуатационныепределы *2- границы значений параметров и характеристик состояния систем (элементов) и РУ в целом, заданные техническим проектом РУ для нормальной эксплуатации.

59. Эксплуатационные условия - установленные проектом условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и техническому обслуживанию систем (элементов), важных для безопасности, при которых эксплуатационные пределы не нарушаются.

60. Эксплуатирующая организация АС - организация, созданная в соответствии с законодательством Российской Федерации и признанная соответствующим органом управления использованием атомной энергии пригодной эксплуатировать АС и осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по размещению, проектированию, сооружению, эксплуатации и выводу из эксплуатации АС, а также деятельность по обращению с ядерными материалами и радиоактивными веществами.

Для осуществления этих видов деятельности эксплуатирующая организация должна иметь лицензии Госатомнадзора России.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

61. Элементы *2- оборудование, приборы, трубопроводы, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые в техническом проекте РУ в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности.

62. Ядерная авария*2 - авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и/или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная:

нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией в активной зоне реактора;

образованием локальной критичности при перегрузке,

транспортировке и хранении ядерного топлива;

нарушением теплоотвода от твэлов.

63. Ядерная безопасность - свойство РУ и АС с определенной вероятностью предотвращать возникновение ядерной аварии.

64. Ядерно-опасные работы - работы на РУ, которые могут привести к ядерной аварии.

65. Разработчик проекта АС (РУ) - организации, разрабатывающие проект АС (РУ) и обеспечивающие его научное сопровождение (генеральный конструктор, генеральный проектировщик, научный руководитель).

(Введен дополнительно, Изм. № 1).

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Настоящие Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (далее Правила) распространяются на все действующие, строящиеся и проектируемые РУ АС Российской Федерации.

Необходимость, сроки и объем мероприятий по приведению действующих и строящихся РУ в соответствие с требованиями настоящих Правил устанавливаются в каждом конкретном случае органами, утвердившими Правила.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.2. Правила устанавливают общие требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и элементов РУ, а также организационные требования, направленные на обеспечение ядерной безопасности при проектировании, сооружении и эксплуатации РУ.

1.3. Правила являются обязательными для всех министерств, ведомств, предприятий и организаций при проектировании, сооружении и эксплуатации РУ АС, а также при конструировании и изготовлении элементов РУ.

1.4. Правила разработаны с учетом требований ОПБ и других действующих в Российской Федерации нормативных документов, а также опыта проектирования, конструирования, сооружения и эксплуатации АС.

Правила конкретизируют требования ОПБ в части обеспечения ядерной безопасности.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

1.5. Ядерная безопасность РУ определяется техническим совершенством проектов, требуемым качеством изготовления, монтажа, наладки и испытаний элементов и систем РУ, важных для безопасности, их надежностью при эксплуатации, диагностикой состояния, качеством и своевременностью проведения технического обслуживания и ремонта оборудования, контролем и управлением технологическими процессами при эксплуатации, организацией работ, квалификацией и дисциплиной персонала.

Ядерная безопасность РУ обеспечивается системой технических и организационных мер, в том числе за счет:

использования и развития свойств внутренней самозащищенности;

применения концепции глубоко эшелонированной защиты;

использования систем безопасности, построенных на основе принципов резервирования, пространственной и функциональной независимости, единичного отказа и т.д.;

использования надежных, проверенных практикой технических решений и обоснованных методик;

выполнения норм, стандартов, правил и других нормативно-технических документов по безопасности АС, а также строгого соблюдения требований, заложенных в проекте АС;

устойчивости технологических процессов;

формирования и внедрения культуры безопасности;

системы обеспечения качества на всех этапах создания и эксплуатации РУ.

1.6. Дополнения и изменения вносятся в Правила на основании решения органов, утвердивших и согласовавших данные Правила.

2. ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ, ПРЕДЪЯВЛЯЕМЫЕ К РЕАКТОРУ И СИСТЕМАМ РУ, ВАЖНЫМ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ


Возврат к списку
(Голосов: 1, Рейтинг: 2.93)

Комментарии (0)


Чтобы оставить комментарий вам необходимо авторизоваться
Самые популярные документы
Новости
Все новости