НП-001-97
(ПНАЭ Г-01-011-97)

ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ
ОПБ-88/97

Дата введения 1998-07-01

УТВЕРЖДЕНЫ постановлением Госатомнадзора России от 14.11.1997 г. N 9
Настоящая редакция ОПБ-88/97 подготовлена образованной Госатомнадзором России редакционной группой в составе: В.М.Беркович (ГНИПКИИ «Атомэнергопроект»), А.М.Букринский (НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России), М.И.Мирошниченко (Госатомнадзор России), В.А.Сидоренко (Минатом России) с учетом предложений и замечаний заинтересованных организаций и требований федеральных законов «Об использовании атомной энергии» и «О радиационной безопасности населения».

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

АС	— атомная станция
БПУ	— блочный пункт управления
БЩУ	— блочный щит управления
ООБ АС	— отчет по обоснованию безопасности (блока) атомной станции
РПУ	— резервный пункт управления
РУ	— реакторная установка
РЩУ	— резервный щит управления
УСБ	— управляющие системы безопасности
УСНЭ	— управляющие системы нормальной эксплуатации

ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. АВАРИЯ* — нарушение эксплуатации АС, при котором произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующего излучения за предусмотренные проектом** для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.
_________________
* Под термином «авария» здесь и далее по тексту всегда понимается событие, связанное с радиационными последствиями.
** Определение термина «проект» устанавливается действующей нормативной документацией.

2. АДМИНИСТРАЦИЯ (АДМИНИСТРАТИВНОЕ РУКОВОДСТВО) AC — руководители и другие должностные лица, которые наделены эксплуатирующей организацией правами, обязанностями и ответственностью на этапах сооружения, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и вывода из эксплуатации АС.

4. АТОМНАЯ СТАНЦИЯ* — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом).
_________________
* Далее по тексту под термином «атомная станция», если это особо не оговаривается, понимается любой из объектов, приведенных в п.4, 5, 6, 7 основных терминов и определений.

5. АТОМНАЯ СТАНЦИЯ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ — атомная станция, предназначенная для производства тепловой энергии для целей отопления и горячего водоснабжения.

6. АТОМНАЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ СТАНЦИЯ — атомная станция, предназначенная для производства электрической энергии.

7. АТОМНАЯ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СТАНЦИЯ — атомная станция, предназначенная для производства электроэнергии и энергии для технологических целей.

8. БЕЗОПАСНОСТЬ АС, ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ (далее по тексту — БЕЗОПАСНОСТЬ AC) — свойство АС при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами.

9. БЕЗОПАСНЫЙ ОТКАЗ — отказ системы или элемента, при возникновении которого АС переходит в безопасное состояние без необходимости инициирования каких-либо действий через УСБ.

10. БЛОК АС — часть АС, выполняющая функцию АС в определенном проектом объеме.

11. БЛОЧНЫЙ ПУНКТ УПРАВЛЕНИЯ, (БЛОЧНЫЙ ЩИТ УПРАВЛЕНИЯ) — часть блока АС, размещаемая в специально предусмотренных проектом помещениях и предназначенная для централизованного автоматизированного управления технологическими процессами, реализуемого оперативным персоналом управления и средствами автоматизации.

12. ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ — процесс, во время которого системы и оборудование блока АС или АС в целом начинают функционировать, и проверяется их соответствие проекту. Процесс включает предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуски, опытно-промышленную эксплуатацию и завершается сдачей АС в промышленную эксплуатацию.

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

14. ВЫВОД БЛОКА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ — процесс осуществления комплекса мероприятий после удаления ядерного топлива, исключающий использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей среды.

15. 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. Пространство, закрытое герметичным ограждением, образует одно или несколько герметичных помещений.

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

18. 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.

19. ЗАЩИТНЫЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ — системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества.

20. ИСХОДНОЕ СОБЫТИЕ — единичный отказ в системах (элементах) АС, 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.

21. КАНАЛ СИСТЕМЫ — часть системы, выполняющая в заданном проектом объеме функцию системы.

22. КВАЛИФИКАЦИЯ — уровень подготовленности лица из числа персонала АС, включая базовое специальное образование, профессиональные знания, навыки и умения, а также опыт работы, обеспечивающий качество и безопасность эксплуатации АС при выполнении должностных обязанностей.

23. КОНЕЧНОЕ СОСТОЯНИЕ — установившееся контролируемое состояние систем и элементов АС после аварии.

24. КОНСЕРВАТИВНЫЙ ПОДХОД — подход к проектированию и конструированию, когда при анализе аварий для параметров и характеристик принимаются значения и пределы, заведомо приводящие к более неблагоприятным результатам.

25. КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРА (ПЕРВЫЙ КОНТУР) — контур вместе с системой компенсации давления, предназначенный для циркуляции теплоносителя через активную зону в установленных проектом режимах и условиях эксплуатации.

26. КРИТЕРИИ БЕЗОПАСНОСТИ — установленные нормативными документами и/или органами государственного регулирования безопасности значения параметров и/или характеристик АС, в соответствии с которыми обосновывается ее безопасность.

27. 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.

28. 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 их выхода в окружающую среду.

29. НАРУШЕНИЕ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ AC — нарушение в работе АС, 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.

31. 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.

32. НОРМАЛЬНАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ — эксплуатация АС в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.

33. ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА — планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы все работы по созданию и эксплуатации АС проводились установленным образом, а их результаты удовлетворяли предъявленным к ним требованиям.

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

35. ОПЫТНО-ПРОМЫШЛЕННАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ — этап ввода АС в эксплуатацию от энергетического пуска до приемки АС в промышленную эксплуатацию.

36. ОТКАЗЫ ПО ОБЩЕЙ ПРИЧИНЕ — отказы систем (элементов), возникающие вследствие одного отказа или ошибки персонала, или внешнего или внутреннего воздействия, или иной внутренней причины.
Примечания. 1. Внутренние воздействия или причины — воздействия, возникающие при исходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменение параметров среды (давления, температуры, химической активности и т.п.), пожары и т.п., конструктивные, технологические и прочие внутренние причины.

2. Внешние воздействия — воздействия характерных для площадки АС природных явлений и деятельности человека, например, землетрясения, высокий и низкий уровень наземных и подземных вод, ураганы, аварии на воздушном, водном и наземном транспорте, пожары, взрывы на прилегающих к АС объектах и т.п.

37. ОШИБКА ПЕРСОНАЛА — единичное непреднамеренное неправильное воздействие на управляющие органы или единичный пропуск правильного действия; или единичное непреднамеренное неправильное действие при техническом обслуживании оборудования и систем, важных для безопасности.

38. ОШИБОЧНОЕ РЕШЕНИЕ — неправильное непреднамеренное выполнение или невыполнение ряда последовательных действий из-за неверной оценки протекающих процессов.

39. ПАССИВНАЯ СИСТЕМА (ЭЛЕМЕНТ) — система (элемент), функционирование которой связано только с вызвавшим ее работу событием и не зависит от работы другой активной системы (элемента), например, управляющей системы, энергоисточника и т.п.
Примечание. По конструктивным признакам пассивные системы (элементы) делятся на пассивные системы (элементы) с механическими движущимися частями (например, обратные клапаны) и пассивные системы (элементы) без механических движущихся частей (например, трубопроводы, сосуды).

40. ПОВРЕЖДЕНИЕ ТВЭЛА — нарушение хотя бы одного из установленных для твэлов пределов повреждения.

41. ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИИ — возникшая в результате аварии радиационная обстановка, наносящая убытки и вред из-за превышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

42. ПРЕДАВАРИЙНАЯ СИТУАЦИЯ — состояние АС, характеризующееся нарушением пределов или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

43. ПРЕДЕЛЫ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ AC — установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.

44. ПРЕДПУСКОВЫЕ НАЛАДОЧНЫЕ РАБОТЫ — этап ввода АС в эксплуатацию, при котором законченные строительством и монтажом системы и элементы АС приводятся в состояние эксплуатационной готовности с проверкой их соответствия установленным в проекте критериям и характеристикам и который завершается готовностью АС к физическому пуску реактора.

45. 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 любого из активных элементов или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

46. ПРОВЕРКА — эксплуатационный контроль системы (элемента) с целью установления их работоспособного или неработоспособного состояния и выявления неисправностей.

47. ПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ — авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния 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.

48. ПРОЕКТНЫЕ ПРЕДЕЛЫ — значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и АС в целом, установленные в проекте для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии.

49. ПРОМЫШЛЕННАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ — эксплуатация АС, принятой в эксплуатацию в установленном порядке, соответствие проекту и безопасность которой подтверждены испытаниями на этапах ввода АС в эксплуатацию.

50. ПУТЬ ПРОТЕКАНИЯ АВАРИИ — последовательность состояний систем и элементов AC в процессе развития аварии.

51. РАЗРАБОТЧИКИ ПРОЕКТА АС (РУ) — организации, разрабатывающие проект АС (РУ) и обеспечивающие его научное сопровождение на всех этапах жизненного цикла АС (РУ).

52. 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 станции. Границы РУ устанавливаются для каждой АС в проекте.

53. РЕЗЕРВНЫЙ ПУНКТ УПРАВЛЕНИЯ, (РЕЗЕРВНЫЙ ЩИТ УПРАВЛЕНИЯ) — часть блока АС, размещаемая в предусмотренном проектом помещении и предназначенная в случае отказа БПУ (БЩУ) для надежного перевода блока АС в подкритическое расхоложенное состояние и поддержания его сколь угодно долго в этом состоянии, приведения в действие систем безопасности и получения информации о состоянии реактора.

54. РЕМОНТ — комплекс операций по восстановлению работоспособного или исправного состояния объекта (систем и элементов) и/или восстановление его ресурса.

55. СЕТЕВОЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ — среда, посредством которой тепло транспортируется от АС к внешнему и внутреннему потребителям.

56. СИСТЕМА — совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций.

57. СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ — системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности.
Примечание. Системы (элементы) безопасности по характеру выполняемых ими функций разделяются на защитные, локализующие, обеспечивающие и управляющие.

58. СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ), ВАЖНЫЕ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ — системы (элементы) безопасности, а также системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную эксплуатацию АС или препятствуют устранению отклонений от нормальной эксплуатации и могут приводить к проектным и запроектным авариям.

59. СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ — системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.

60. СООРУЖЕНИЕ AC — процесс возведения зданий и конструкций АС, включающий комплекс строительных работ, работ по монтажу оборудования, вспомогательных, транспортных и других работ.

61. ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБСЛУЖИВАНИЕ — комплекс операций по поддержанию работоспособности и исправности объекта (систем и элементов) при использовании по назначению, в режиме ожидания, при хранении и транспортировании.

62. ТЯЖЕЛАЯ ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ — запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть достигнут предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.

63. УПРАВЛЕНИЕ АВАРИЕЙ — действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий запроектных аварий.

64. УПРАВЛЯЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ — системы (элементы), предназначенные для инициирования действий систем безопасности, осуществления контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.

65. УПРАВЛЯЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ — системы (элементы), формирующие и реализующие по заданным технологическим целям, критериям и ограничениям управление технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации блока АС.

66. УРОВЕНЬ АВАРИЙНОЙ ГОТОВНОСТИ — установленная степень готовности персонала, органов управления по делам гражданской обороны и чрезвычайным ситуациям, других привлекаемых сил, а также используемых технических средств для действий по защите персонала и населения в случае аварии на АС.

67. УРОВЕНЬ ВМЕШАТЕЛЬСТВА — определяющие радиационную обстановку и ее развитие параметры и характеристики, совокупность которых требует проведения мероприятий по защите персонала и населения.

68. 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.

69. ФИЗИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА AC — технические и организационные меры обеспечения сохранности содержащихся на АС ядерных материалов и радиоактивных веществ, предотвращения несанкционированного проникновения на территорию АС, предотвращения несанкционированного доступа к ядерным материалам и радиоактивным веществам и своевременного обнаружения и пресечения диверсионных и террористических актов, угрожающих безопасности АС.

70. ФИЗИЧЕСКИЙ ПУСК — этап ввода блока АС в эксплуатацию, включающий загрузку реактора ядерным топливом, достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых физических экспериментов на уровне мощности, при котором теплоотвод от реактора осуществляется за счет естественных теплопотерь (рассеяния).

71. ФУНКЦИЯ БЕЗОПАСНОСТИ — специфическая конкретная цель и действия, обеспечивающие ее достижение и направленные на предотвращение аварий или ограничение их последствий.

72. ЭЛЕМЕНТЫ — оборудование, приборы, трубопроводы, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые в проекте в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности.

73. ЭКСПЛУАТАЦИЯ — вся деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой была построена АС, включая работу на мощности, пуски, остановы, испытания, техническое обслуживание, ремонты, перегрузки ядерного топлива, инспектирование во время эксплуатации и другую связанную с этим деятельность.

74. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ПРЕДЕЛЫ — значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и АС в целом, заданных проектом для нормальной эксплуатации.

75. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЙ ПЕРСОНАЛ AC — работники АС, осуществляющие ее эксплуатацию.

76. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ УСЛОВИЯ — установленные проектом условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и техническому обслуживанию систем (элементов), необходимые для работы без нарушения эксплуатационных пределов.

77. ЭКСПЛУАТАЦИЯ С ОТКЛОНЕНИЯМИ — эксплуатация АС с нарушением эксплуатационных пределов или условий, но без нарушения пределов или условий безопасной эксплуатации.

78. ЭКСПЛУАТИРУЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ AC — 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 АС должна иметь лицензии Госатомнадзора России.

79. ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ПУСК AC — этап ввода блока АС в эксплуатацию от завершения физического пуска до начала выработки электроэнергии.
80. ЯДЕРНАЯ АВАРИЯ — авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и/или облучением персонала, превышающим разрешенные пределы, вызванная:
— нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора;
— возникновением критичности при перегрузке, транспортировании и хранении твэлов;
— нарушением теплоотвода от твэлов;
— другими причинами, приводящими к повреждению твэлов.

ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. НАЗНАЧЕНИЕ ДОКУМЕНТА

1.1.1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (далее по тексту — Общие положения) относятся к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии. Они регламентируют вопросы безопасности, специфичные для АС как источника возможного радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

1.1.2. Настоящие Общие положения устанавливают цели, ориентиры и основные критерии безопасности, а также основные принципы и характер технических и организационных мер, направленных на достижение безопасности. Объем, полнота и глубина реализации этих принципов и мер должны соответствовать федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии, а также другим нормативным документам и государственным стандартам (далее по тексту — нормативные документы), обоснованность применения которых для конкретных АС должна подтверждаться Федеральным надзором России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзором России) при лицензировании.
При отсутствии необходимых нормативных документов предлагаемые конкретные технические решения обосновываются и устанавливаются в проекте в соответствии с достигнутым уровнем науки и техники. Приемлемость таких решений определяется Госатомнадзором России при лицензировании.

1.1.3. Настоящие Общие положения обязательны для всех юридических и физических лиц, осуществляющих деятельность, связанную с размещением, проектированием, сооружением, вводом в эксплуатацию, эксплуатацией и выводом из эксплуатации блоков АС, и действуют на всей территории Российской Федерации.

1.1.4. Введение в действие настоящих Общих положений не влечет за собой прекращение действия или изменение срока действия лицензий и разрешений Госатомнадзора России на право ведения работ в области использования атомной энергии.
Сроки и объем приведения АС в соответствие с настоящими Общими положениями определяются в каждом конкретном случае в порядке, установленном для лицензирования деятельности по сооружению и эксплуатации АС.

1.1.5. Дополнения и изменения в настоящие Общие положения вносятся в порядке, установлением Правительством Российской Федерации для разработки и утверждения федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

1.2. ОСНОВНЫЕ КРИТЕРИИ И ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

1.2.1. АС удовлетворяет требованиям безопасности, если ее радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не приводит к превышению установленных доз облучения персонала и населения, нормативов по выбросам и сбросам, содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также ограничивается при запроектных авариях.
Это достигается в том числе соблюдением требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и других нормативных документов.

1.2.2. Допустимые пределы доз облучения персонала и допустимые пределы доз облучения населения, а в необходимых случаях допустимые выбросы и сбросы и содержание радиоактивных веществ в окружающей среде устанавливаются в соответствии с федеральными законами и федеральными нормами и правилами по радиационной безопасности для нормальной эксплуатации и аварий. Уровни облучения персонала на АС и населения в результате выброса и сброса любых радиоактивных веществ с АС должны быть ниже установленных пределов и на разумно достижимом низком уровне.

1.2.3. Безопасность АС должна обеспечиваться за счет последовательной реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала, населения и окружающей среды.
Система физических барьеров блока АС включает топливную матрицу, оболочку твэла, границу контура теплоносителя реактора, герметичное ограждение реакторной установки и биологическую защиту.

Настоящие федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР» (НП-006-16) устанавливают требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР, а также к порядку его разработки и поддержания в соответствии c реальным состоянием атомной станции.
Настоящие Требования распространяются на отчеты по обоснованию безопасности блоков атомных станций с реактором типа ВВЭР.
Для блоков атомных станций, лицензии на сооружение которых выданы до момента ввода в действие настоящих Требований, а также для блоков, находящихся в эксплуатации, порядок, сроки и объем приведения отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции в соответствие с настоящими Требованиями определяются уполномоченным органом государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии в условиях действия выданных лицензий, с учетом предложений эксплуатирующей организации.
Настоящие федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии разработаны на основании нормативных правовых актов Российской Федерации с учетом положений Руководства по безопасности МАГАТЭ «Структура и содержание отчета по обоснованию безопасности атомных станций» (GS-G-4.1).
Выпускаются взамен ПНАЭ Г-01-036-95 «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реактором типа ВВЭР» (НП-006-98).
Приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 13 февраля 2017 г. № 53 «Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР» зарегистрирован в Минюсте России 10 мая 2017 г. № 46663. Вступил в силу с 23 мая 2017 г.
В разработке принимали участие: Шарафутдинов Р. Б., Ланкин М. Ю., Бородкин Г. И., Бородкин П. Г., Бочкарев В. В., Бугаев Е. Г., Захаров О. О., Козлова Н. А., Комков П. М., Курындин А. В., Марьенков А. А., Нефедов С. С., Орлов М. Ю., Петровский Н. П., Пивоваров В. А., Плевака А. В., Плеханов В. Ш., Рогатов Д. М., Рубцов В. С., Самохин А. Г., Свиридов Д. А., Симановский Г. П., Фихиева Л. М., Харитонова Н. Л. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»); Л. Ф. Силаева (АО «Атомэнергопроект»).

NP-006-16

These federal rules and regulations in the field of atomic energy use «Requirements for the content of safety analysis reports for nuclear power plant units with VVER reactors” (NP-006-16) establish the requirements for the content of the safety analysis report for a nuclear power plant unit with a VVER reactor as well as for the procedure for its development and maintenance in compliance with the actual state of the nuclear power plant.
These Requirements shall be applicable to safety analysis reports for nuclear power plant units with VVER reactors.
For nuclear power plant units with the construction licenses issued prior to entry of these Requirements into effect as well as for power units in operation the procedure, time limits and scope of bringing the nuclear power plant unit safety analysis report into compliance with these Requirements shall be defined by the competent authority for state regulation of safety in atomic energy use under the conditions of the issued licenses with due regard for the proposals of the operating organization.
These Federal rules and regulations were developed on the basis of regulatory legal acts of the Russian Federation with taking into consideration the provisions of IAEA safety guide «Format and Content of the Safety Analysis Report for Nuclear Power Plants” (GS-G-4.1).
«Requirements…” are issued in replacement of PNAE G-01-036-95 «Requirements for the content of safety analysis reports for nuclear power plant with VVER reactors” (NP-006-98).
Order of the Federal Environmental, Industrial and Nuclear Supervision Service No. 53 «On approval of federal regulations and rules in the field of the use of atomic energy «Requirements for the content of safety analysis reports for nuclear power plant units with VVER reactors” dated of February 13, 2017 was registered by the Ministry of Justice of the Russian Federation on May 10, 2017 (No. 46663). Entered into force on May 23, 2017.
This document is prepared through the efforts of the working group, which includes: R. B. Sharafutdinov, M. J. Lankin, G. I. Borodkin, P. G. Borodkin, V. V. Bochkarev, E. G. Bugaev, O. O. Zakharov, N. A. Kozlova, P. M. Komkov, A. V. Kuryndin, A. A. Marienkov, S. S. Nefedov, M. J. Orlov, N. P. Petrovsky, V. A. Pivovarov, A. V. Plevaka, V. Sh. Plekhanov, D. M. Rogatov, V. S. Rubtsov, A. G. Samoknin, D. A. Sviridov, G. P. Simanovsky, L. M. Fikhieva, N. L. Kharitonova (SEC NRS), L. F. Silaeva (JSC Atomenergoproekt).

МИНИСТЕРСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

Введены в действие

приказом Министра

№ 182 от 19.03.1999 г.

ОТРАСЛЕВЫЕ ПРАВИЛА
проектирования и эксплуатации систем аварийной сигнализации
о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции
и организации мероприятий по ограничению ее последствий

ПБЯ-06-10-99

Настоящие правила регламентируют технические и организационные меры по ограничению последствий случайного возникновения СЦР в промышленном оборудовании для получения, переработки или хранения ядерноопасных делящихся материалов, изготовления изделий на их основе. Правила являются составной частью НД по обеспечению ядерной безопасности при обращении с ядерноопасными делящимися материалами вне реакторов.

Правила обязательны для организаций Минатома России, занятых проектированием или эксплуатацией установок, на которых перерабатываются или хранятся делящиеся материалы, или занятых изготовлением технических средств для систем аварийной сигнализации о возникновении СЦР.

Правила согласованы Госатомнадзором России и Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем при Минздраве России.

Правила ПБЯ-06-10-91 считать утратившими силу.

В составлении правил ПБЯ-06-10-99 принимали участие:

ПРИНЯТЫЕ СОКРАЩЕНИЯ

АС — атомная станция

ДМ — делящийся материал

ДБЧС — Департамент безопасности и чрезвычайных ситуаций Минатома России

ИР — исследовательский реактор

МСО — медико-санитарный отдел

НД — нормативные документы

ОЯБ ФЭИ — (ОЯБ ГНЦ РФ ФЭИ) Отдел ядерной безопасности Государственного научного центра Российской Федерации — Физико-энергетического института

ОЯТ — отработавшее ядерное топливо

ПБЯ — правила ядерной безопасности

ПУЭ — правила устройства и эксплуатации электроустановок

РК — радиационный контроль

САС — система аварийной сигнализации

СЦР — самоподдерживающаяся цепная реакция

ТВС — тепловыделяющая сборка

РХЗ — радиохимический завод

ЯБ, РБ — ядерная безопасность, радиационная безопасность

ЯОЗ — ядерноопасная зона

ЯОДМ — ядерноопасные делящиеся материалы

1.1. Настоящие «Отраслевые правила проектирования и эксплуатации систем аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции и организации мероприятий по ограничению ее последствий», ПБЯ-06-10-99, (далее — правила) устанавливают требования к техническим средствам обнаружения и сигнализации о возникновении СЦР и передачи информации на щит РК, определения места расположения блоков детектирования, к подготовке и реализации необходимых мер по ограничению ее вредных (опасных) последствий от выделяемой энергии и сопровождающих СЦР ионизирующих излучений.

1.2. Правила распространяются на организации и предприятия Минатома России, занятые проектированием или эксплуатацией промышленного оборудования и хранилищ, в которых осуществляются технологические процессы с ЯОДМ или их хранение, а также занятые проектированием и изготовлением технических средств САС.

1.3. Правила не распространяются непосредственно на ядерные установки, оснащенные системами контроля, управления и аварийного гашения цепной реакции (энергетические и исследовательские реакторы, критстенды и др.), кроме относящихся к ним хранилищ ядерного топлива, в которых возможно временное нахождение работников.

1.4. САС — это совокупность технических средств, размещенных на производственных площадях, предназначенная для выполнения двух главных функций:

1) обнаружение СЦР на ядерноопасных участках;

2) выдача аварийных сигналов о необходимости эвакуации работников из ядерноопасной зоны (см. п. 4.1 правил).

САС относится к системам важным для безопасности и является неотъемлемой частью комплекса подготовленных технических мер, вводимых в действие в случае возникновения СЦР с целью снижения радиационного риска аварийного облучения работников и ограничения других вредных последствий СЦР.

1.5. Правила не требуют от САС других функций, кроме двух главных, указанных в п. 1.4. Допускается использовать технические средства САС для выполнения ряда диагностических функций, например, постоянного контроля мощности дозы гамма-излучения в местах размещения блоков детектирования до аварии и при ликвидации последствий аварии. Расширение функций САС, ее дополнение средствами автоматизации и вычислительной техники не должно ухудшать надежность выполнения системой двух главных функций в соответствии с требованиями настоящих правил.

1.6. Общим критерием отказа от установки САС является отсутствие ограничений по параметрам ядерной безопасности для установок и хранилищ с ДМ. Параметры ядерной безопасности определены в основных отраслевых правилах ПБЯ-06-00-96.

Если такие ограничения имеют место, то решение об отказе от размещения САС должно быть обосновано и согласовано с органами государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности и ОЯБ ФЭИ. Заключение по ядерной безопасности об отказе от размещения САС должно быть утверждено ДБЧС Минатома России.

1.7. Не требуется устанавливать САС:

1.7.1. На производственных площадях организаций, их подразделений, использующих, перерабатывающих, хранящих плутоний, обогащенный уран, уран-233, если суммарная масса урана-235, урана-233 и изотопов плутония в этих организациях, подразделениях не превышает 300 граммов на любой момент времени.

1.7.2. В хранилищах свежего уранового топлива (необлученных ТВС, твэлов) с обогащением не более 5 % классов 1 и 2 АС и ИР, класса 1 других ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов.

1.7.3. В хранилищах отработавшего ядерного топлива АС, исследовательских, опытных, транспортных, промышленных и других энергетических реакторов, имеющих полную радиационную защиту.

1.7.4. В оборудовании отделений растворения, хранения и переработки растворов, где перерабатываемое ОЯТ реакторов по п. 1.7.3 находится вместе с продуктами его выгорания (продуктами деления).

1.7.5. На средствах транспортирования ДМ, а также на площадках (терминалах) для проведения операции погрузки-разгрузки транспортных средств.

1.7.6. В оборудовании с ЯОДМ, оснащенном полной радиационной защитой.

Полная радиационная защита от последствий СЦР — условно принятая полной при обеспечении ядерной безопасности; гарантирует ослабление поглощенной дозы при возникновении СЦР с числом делений 1018 до значения менее 0,1 Гр (10 рад), а также предотвращает поступление радиоактивных газоаэрозолей в обслуживаемые персоналом помещения до уровней, соответствующих получению дозы менее 1 рад в течение 1 часа после возникновения СЦР.

1.8. Выполнение персоналом разовой работы с ЯОДМ на производственном участке, не оснащенном САС, удовлетворяющей требованиям правил, должно производиться по нарядам-допускам при условии согласования этих работ представителями органов государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности. При выполнении подобных работ должны быть использованы приборы для измерения мощности дозы гамма-излучения с сигнализацией о превышении порога срабатывания, устанавливаемого согласно п. 2.2.3 правил.

При этом персонал должен быть подготовлен к немедленной эвакуации по аварийному сигналу.

1.9. Отступления от настоящих правил, включая временное использование в САС не соответствующих им технических средств, должны быть обоснованы организацией (предприятием), согласованы ОЯБ ФЭИ и утверждены ДБЧС Минатома России.

2. Требования к системе аварийной сигнализации о возникновении СЦР

2.1.1. Блоки детектирования мгновенного излучения от СЦР.

2.1.2. Преобразователи и линии связи.

2.1.3. Устройства звуковой и световой сигнализации.

2.2. Блоки детектирования

2.2.1. Система должна быть оснащена блоками детектирования фотонного и/или нейтронного излучения, соответствующими блоками и компонентами, которые обнаруживают СЦР во всем возможном диапазоне ее характеристик и обеспечивают включение внешних устройств, выдающих аварийные сигналы (звуковые, световые) персоналу. При разработке технических средств САС необходимо принять минимальную продолжительность СЦР, равную 10-3 с. Каждая конкретная система должна быть унифицированной и иметь в составе блоки детектирования одного типа.

2.2.2. Порог срабатывания САС определяется требованием обнаружения минимальной СЦР, которая создает на расстоянии 1 м от места возникновения в отсутствие поглощающих экранов дозу, равную 0,25 Гр (25 рад) в течение не более 60 с (т.е. в течение принимаемой наибольшей длительности пика СЦР).

2.2.3. Если система основана на регистрации мощности дозы гамма-излучения, то порог срабатывания блока детектирования не должен превосходить 0,3/r2 мГр/с, где r — расстояние в метрах от места возможного возникновения СЦР до блоков детектирования (r — не менее 1 м), при этом доза гамма-излучения до момента срабатывания блока детектирования должна быть не более 1/r2 мГр. Это соответствует порогу срабатывания 0,3 мкГр/с и дозе 1 мкГр при значениях r — не более 30 м. Допускается устанавливать порог срабатывания в единицах мощности экспозиционной дозы гамма-излучения: не более 30/r2 мР/с, что при r ~ 30 м соответствуют порогу не более 30 мкР/с и дозе не более 100 мкР.

2.2.4. Если система основана на регистрации мощности дозы нейтронного излучения, то порог срабатывания не должен превосходить 1/r2 мГр/с, где r — расстояние в метрах от места возможного возникновения СЦР до блоков детектирования (r — не менее 1 м), при этом доза нейтронного излучения до момента срабатывания блока детектирования должна быть не более 3/r2 мГр.

Пороги срабатывания в единицах плотности потока нейтронов должны определяться с учетом энергетической зависимости их спектра и чувствительности блоков детектирования. При значениях r не более 30 м порог срабатывания по плотности тепловых нейтронов не должен превосходить для блоков детектирования тепловых нейтронов — 3 ÷ 105 см-2 х с-1, для блоков детектирования быстрых нейтронов с энергией 1 МэВ — 5 ÷ 104 см-2 х с-1.

2.2.5. Места размещения блоков детектирования должны выбираться таким образом, чтобы избежать влияния на выбор порогов срабатывания значительного поглощения регистрируемого излучения конструкционными материалами, оборудованием, стенами помещений. Допускается пренебречь влиянием поглощения при его кратности не более 1,5.

2.2.6. В случае невозможности устранить значительное поглощение излучения от места возможного возникновения СЦР до блоков детектирования, последние необходимо приблизить к контролируемому оборудованию или снизить порог срабатывания системы таким образом, чтобы удовлетворились требования п. 2.2.2, п. 2.2.3 или п. 2.2.4.

Значения порогов срабатывания и максимальных расстояний от блоков детектирования до оборудования в зависимости от вида поглощающего материала и его толщины приведены в табл. 1, 2 Приложения к настоящим правилам.

2.2.7. Если ядерноопасная зона включает совокупность отдельных зданий или смежных помещений, то блоки детектирования и устройства аварийной сигнализации устанавливаются в тех зданиях и помещениях, где не исключена вероятность возникновения СЦР. В остальных зданиях и помещениях ядерноопасной зоны (см. п. 4.1) допускается устанавливать только устройства аварийной сигнализации. На устройства звуковой сигнализации, устанавливаемые в остальных зданиях, требования п. 2.4.2 правил не распространяются.

2.2.8. Блоки детектирования и другие элементы системы, размещенные в ЯОЗ и ответственные за прохождение аварийного сигнала должны обладать радиационной стойкостью, сохранять работоспособность после воздействия дозой смешанного нейтронного и гамма-излучения от СЦР не менее 100 Гр (104 рад).

2.2.9. Блоки детектирования должны быть выполнены, размещены и обслуживаться таким образом, чтобы предотвратить накопление на них поверхностных отложений радиоактивных веществ и упростить дезактивацию в случае их загрязнения.

2.2.10. Угловая зависимость эффективности блоков детектирования регистрируемого излучения должна быть не более 25 % и приведена в документации на указанные блоки.

2.3. Преобразователи и линии связи

Промежуточные и передающие преобразователи, а также линии связи должны удовлетворять требованиям к системе в отношении быстродействия, надежности, радиационной стойкости, защиты от производственных помех и влияния окружающей среды. Соответствующие требования указываются в технических заданиях на конкретные разработки, утверждаемых в установленном порядке.

2.4. Устройства звуковой и световой сигнализации

2.4.1. Основой аварийной сигнализации являются генераторы звука. Световые сигнализаторы должны применяться как дополнительные к звуковым, являясь средством усиления восприятия персоналом факта возникновения СЦР, в особенности на площадях с повышенным уровнем производственного шума.

2.4.2. Интервал времени от момента срабатывания блока (блоков) детектирования до момента достижения номинального уровня звучаний аварийной сигнализации не должен быть более 0,5 с.

2.4.3. Звуковой сигнал должен быть характерным, известным персоналу, резко выделяться на фоне производственного шума и отличаться от технологических и производственных сигналов. Уровень звучания должен быть не менее 90 дБ на расстоянии в 1 м от генератора звука.

2.4.4. Генераторы звука должны быть распределены таким образом, чтобы персонал мог четко воспринять сигнал о возникновении СЦР на любом рабочем месте, расположенном в ядерноопасной зоне.

2.4.5. После срабатывания системы аварийный сигнал должен продолжать действовать независимо от уровней излучения в местах размещения блоков детектирования. Выключение звукового аварийного сигнала после завершения полной эвакуации работников должно производиться вручную с помощью устройства, находящегося вне ядерноопасной зоны (вне зоны эвакуации).

2.4.6. Входы в ядерноопасную зону должны быть оснащены светофорами красного света, автоматически включающимися при срабатывании системы. Выходы из этой зоны должны быть оснащены указателями. Светофоры красного света должны дополняться световым табло с надписью «Не входить!», автоматически включающимися при срабатывании системы.

2.4.7. Устройства звуковой и световой сигнализации не требуется устанавливать в той части ядерноопасной зоны, которая выходит за пределы здания или производственных помещений с ЯОДМ и не имеет рабочих мест с постоянным или временным пребыванием работников. Появление работников предприятия в этой части ядерноопасной зоны должно предотвращаться мерами, планируемыми на случай возникновения СЦР.

2.4.8. На протяженных производственных площадях для усвоения персоналом кратчайших маршрутов эвакуации и ближайших выходов должны использоваться светофоры, световые табло или др. указатели направления движения работников при возникновении СЦР.

2.5. Надежность системы

2.5.1. САС должна быть спроектирована, изготовлена и размещена (смонтирована) таким образом, чтобы обеспечить ее надежную и длительную непрерывную эксплуатацию в производственных условиях.

Количество ложных срабатываний на систему, связанных с отказами элементов САС, не должно превышать 2-х в год.

САС должна эксплуатироваться в режиме постоянной готовности обнаружения СЦР.

2.5.2. Предприятия, эксплуатирующие САС, должны регистрировать каждый случай ложного срабатывания с указанием его причин.

Предприятие в ежегодном отчете по безопасности, направляемом в ДБЧС Минатома России, должно сообщать о случаях ложных срабатываний САС.

2.5.3. Организации и предприятия, разрабатывающие и изготавливающие технические средства САС, должны определить показатели их надежности, условия эксплуатации и представлять соответствующие данные в технической документации на указанные средства.

2.5.4. САС должна обладать автоматическим контролем ее работоспособности с выдачей указательных звуковых и (или) световых сигналов в помещение с постоянным пребыванием работников или на главный диспетчерский пункт. Объем контроля определяется в проекте САС.

Требования данного пункта не распространяются на САС, изготовленные до ввода в действие настоящих правил.

2.5.5. Отдельные испытания САС, периодические проверки ее функциональных блоков, указательные сигналы о ее неработоспособности не должны вызывать срабатывания аварийной звуковой и световой сигнализации о возникновении СЦР (кроме проверок по п. 3.4).

2.5.6. Разработчиком должны быть предусмотрены технические средства для испытаний и проверок блоков и устройств САС.

Количество регулируемых параметров должно быть минимальным, а исполнительные элементы регулирования и выключения должны быть конструктивно защищены от несанкционированных действий работников.

2.5.7. Блоки детектирования, устройства звуковой и световой сигнализации САС конструктивно должны быть выполнены таким образом, чтобы упростить и ускорить их ремонт или замену при обнаружении неисправности.

2.5.8. Производственные помещения, места временного хранения ЯОДМ, в которых возможно возникновение СЦР, должны контролироваться не менее, чем двумя независимыми блоками детектирования. Блоки детектирования принимают независимыми, если отказ любого из них не влияет на работоспособность других. Аварийная сигнализация должна срабатывать от любого из двух блоков детектирования.

2.5.9. Для снижения частоты ложных срабатываний САС допускается применение схем совпадений аварийных сигналов с 2-х любых блоков детектирования из 3-х. При этом схема совпадений считается функциональным блоком (устройством) САС.

2.5.10. При эпизодических операциях с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений (например, их транспортировка) вблизи блоков детектирования САС должны быть приняты меры по предупреждению ложного срабатывания аварийной сигнализации и необоснованной эвакуации работников.

2.5.11. Энергопитание всей совокупности технических средств системы должно соответствовать выполнению требований п. 2.5.1 правил. САС относится к электроприемникам первой категории согласно ПУЭ.

2.5.12. Если обнаружена неработоспособность системы, то работы с делящимися материалами должны быть прекращены.

Во время восстановления системы допускается продолжение непрерывного технологического процесса при условии размещения приборов радиационного контроля и их функционирования в соответствии с требованиями п. 1.8. Правил.

2.6. Документация

2.6.1. Технические задания или технические условия на разработку новых или модернизацию существующих технических средств САС, а также проекты САС для объектов с ЯОДМ должны быть согласованы с ОЯБ ФЭИ и утверждены ДБЧС Минатома России.

2.6.2. Согласуемые проекты САС должны содержать:

· пояснительную записку (руководство по эксплуатации САС);

· схему электрическую принципиальную САС;

· блок-схемы алгоритмов программных средств САС;

· схему расположения оборудования (САС и технологического);

· чертежи общего вида щитов (шкафов) САС;

· чертежи размещения блоков детектирования и аварийных сигнализаторов.

3. Испытания и проверки САС

3.1. Разработчик технических средств САС должен провести испытания образцов этих средств: блоков детектирования — на соответствие требованиям п.п. 2.2.1, 2.2.3 или 2.2.4, 2.2.8; преобразователей и устройств внешней сигнализации, предназначенных для размещения в ЯОЗ, — на соответствие требованиям п.п. 2.2.8, 2.4.2 правил (включая испытания образцов на импульсных реакторах), а также на соответствие требованиям нормативных документов, регламентирующих разработку и изготовление изделий ядерного и радиоизотопного приборостроения аналогичного назначения.

3.2. Изготовитель должен проводить испытания в объеме, предусмотренном техническими условиями.

Порядок и периодичность проверки характеристик технических средств системы в процессе ее эксплуатации указываются изготовителем в технической документации.

3.3. Перед вводом новой САС в промышленную эксплуатацию должны быть выполнены испытания и проверки в соответствии с программой приемочных испытаний.

Ввод в эксплуатацию САС производится по решению руководства предприятия на основании акта проверки готовности САС, составленного рабочей комиссией предприятия с участием службы ядерной безопасности предприятия и привлечением территориальной инспекции Госатомнадзора России (по согласованию).

3.4. Работоспособность системы в процессе эксплуатации должна подтверждаться проверками с документальным оформлением их результатов.

Периодичность проверок должна определяться достигнутой степенью надежности системы в конкретных производственных условиях, но не реже указанной в технической документации на систему.

3.5. Работоспособность САС в целом от блока детектирования до генераторов звука и световых сигналов должна проверяться не реже 1 раза в год посредством воздействия на любой блок детектирования ионизирующим излучением от радиоизотопного источника.

3.6. Проверку САС по п. 3.4 допускается совместить с ежегодной тренировкой работников действиям при ее срабатывании.

4. Ядерноопасная зона и маршруты эвакуации

4.1. Производственная площадь с ЯОДМ, в пределах которой поглощенная доза мгновенного смешанного нейтронного и гамма-излучений от СЦР с числом делений 1018 может быть более 0,1 Гр (10 рад), называется ядерноопасной зоной. При срабатывании САС персонал обязан немедленно покинуть ЯОЗ. В отсутствие поглощения мгновенного излучения от очага возникновения СЦР до рабочих мест с постоянным или временным пребыванием работников радиус ЯОЗ должен быть не менее 50 м.

4.2. Помещения в которых размещены обслуживаемые персоналом пульты систем контроля и управления технологическими и производственными процессами, а также помещения службы радиационного контроля, которые не могут быть оставлены персоналом при возникновении СЦР, должны размещаться за пределами ядерноопасной зоны или иметь защиту от радиационных последствий СЦР.

4.3. Если помещение, где осуществляется центральный сбор информации о состоянии многоканальной САС, находится вне ЯОЗ, то в этом помещении (см. п. 2.5.4 правил) должен быть установлен звуковой сигнализатор о срабатывании САС.

4.4. Для производственных помещений, находящихся в ядерноопасной зоне и спроектированных до введения Правил, допускается отступление от требований п. 4.2.

На персонал таких помещений распространяется требование немедленной эвакуации при срабатывании САС.

4.5. При проектировании новых и реконструкции существующих цехов, заводов и др. объектов должны использоваться методы и средства по защите работников от радиационных последствий СЦР (автоматизация технологических процессов, удаление рабочих мест от участков, где СЦР более вероятна из-за количеств ядерноопасных нуклидов или ядерноопасного оборудования; применение поглощающих экранов и защиты, средств дистанционной диагностики радиационных полей после аварии и др.).

4.6. При размещении и компоновке оборудования в ядерноопасной зоне, а также проектировании рабочих мест должна учитываться необходимость беспрепятственной эвакуации работников в сторону удаления от мест с повышенной вероятностью возникновения СЦР.

4.7. Маршруты эвакуации должны быть такими, чтобы обеспечивалось минимальное время завершения эвакуации со всех рабочих мест.

Маршруты должны быть четко обозначены, известны персоналу и подвергаться изменениям только в случаях крайней необходимости с оповещением об этом персоналу.

На маршрутах и выходах из ядерноопасной зоны должны быть устранены препятствия, снижающие эффективность эвакуации.

4.8. Требования обеспечения беспрепятственной эвакуации работников по сигналу САС является приоритетным для всех внутренних служб предприятия.

4.9. Маршруты эвакуации должны заканчиваться в пунктах сбора, находящихся вне ядерноопасной зоны.

Пункты сбора должны быть четко обозначены и иметь средства связи.

Должны быть обеспечены условия для оценки доз, полученных персоналом, уровней поверхностных загрязнений, проведения работ по дезактивации работников и оказания своевременной помощи пострадавшим.

5. Меры по ограничению последствий СЦP

5.1. Персонал, постоянно или временно работающий в ЯОЗ, должен быть подготовлен к выполнению мероприятий, регламентируемых «Инструкцией по действиям персонала в случае возникновения СЦР» (п. 9.1.13 Основных правил ПБЯ-06-00-96).Периодическая проверка знаний работников по ядерной безопасности должна включать вопросы, относящиеся к кинетике протекания СЦР, ее радиационным характеристикам, значению немедленной эвакуации, ее маршрутам и пунктам сбора работников.

5.2. На каждом предприятии должна проводиться не реже 1 раза в год противоаварийная тренировка в условиях, близких к тем, которые могут иметь место при возникновении СЦР. В тренировке обязаны участвовать: персонал и должностные лица, работающие в ядерноопасной зоне, руководящие работники предприятия (зам. главного инженера, главный физик и др.), привлекаемые службы ядерной и радиационной безопасности, специально подготовленные работники МСО, охраны и режима.

Противоаварийная тренировка проводится в соответствии с действующим на предприятии положением об организации дозконтроля на ядерноопасных участках и действиях работников при возникновении СЦР.

5.3. В каждой ядерноопасной зоне, не включенной в ежегодную противоаварийную тренировку предприятия, должна проводиться 1 раз в год тренировочная эвакуация с целью подготовки работников к действиям при срабатывании системы аварийной сигнализации.

В тренировочной эвакуации обязан участвовать персонал и должностные лица, работающие в ядерноопасной зоне, и привлекаемые работники служб ядерной и радиационной безопасности предприятия.

Важной частью плана должны быть немедленно вводимые меры по диагностике ситуации после срабатывания САС, контролю радиационной обстановки и определению состояния аварийной системы с ЯОДМ, в которой имел место пик (разгон) мощности СЦР.

5.5. Должны быть подготовлены меры по переводу аварийной системы в глубоко подкритическое состояние и меры по ликвидации последствий ядерных аварий с соблюдением требований раздела 5.2. НРБ-96 «планируемое повышенное облучение».

5.6. Должны быть подготовлены отраслевые методики и технические средства для оценки полного числа делений при протекании СЦР.

Для этого рекомендуется использовать средства измерений мощности дозы гамма-излучения от продуктов деления, образовавшихся в аварийной системе, и отбор проб ДМ из нее с последующим анализом содержания в пробах радионуклида лантан-140.

5.7. Запрещается доступ работников и проведение операций с делящимися материалами в ядерноопасной зоне, в которой произошла СЦР, до получения необходимых результатов диагностики радиационной обстановки, а также результатов анализа причин и последствий аварии.

Проведение работ с делящимися материалами и возобновление технологического процесса оформляются приказом по предприятию с согласованием со службами ядерной и радиационной безопасности.

ПРИЛОЖЕНИЕ

Таблица 1

Максимальное значение порога срабатывания блока детектирования
в единицах (мкРад/с) при различных толщинах поглощающих материалов

Примечание.

Расстояние от блока детектирования до места возможного возникновения СЦР — 30 м;

r — плотность материала в единицах (т/м3).

Приведенные значения порогов консервативно округлены до целых значений. Допускается линейная интерполяция данных для определения промежуточных значений.

Таблица 2

Максимальное расстояние от блоков детектирования до места возможного возникновения
СЦР (в метрах) при различных толщинах поглощающих материалов

Примечание.

r — плотность материала в единицах (т/м3).

Приведенные расстояния консервативно округлены до целых значений.

Допускается линейная интерполяция данных для определения промежуточных значений.