Постановление Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь от 30.12.2006 N 72 "Об утверждении нормативных правовых актов в области обеспечения ядерной безопасности"

(текст документа по состоянию на январь 2010 года. Архив) обновление

Документы на NewsBY.org

Содержание

Стр. 1

Зарегистрировано в НРПА РБ 28 июня 2007 г. N 8/16738

На основании Положения о Министерстве по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь, утвержденного Указом Президента Республики Беларусь от 29 декабря 2006 г. N 756 "О некоторых вопросах Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь", Министерство по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь ПОСТАНОВЛЯЕТ:

1. Утвердить прилагаемые:

Правила обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок;

Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на комплексах систем хранения и обращения с отработавшим ядерным топливом;

Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность;

Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики;

Правила ядерной безопасности подкритических стендов;

Правила ядерной безопасности критических стендов.

2. Не применять:

ПБЯ 01-75. Правила ядерной безопасности подкритических стендов, утвержденные приказом Госатомнадзора СССР от 5 августа 1975 г. N 1;

ПБЯ 06-08-77. Правила ядерной безопасности при транспортировании отработавшего ядерного топлива, утвержденные Госатомнадзором СССР 14 сентября 1977 г.;

ПБЯ 02-78. Правила ядерной безопасности критических стендов, утвержденные Госатомнадзором СССР 10 августа 1978 г.;

ПБЯ-06-00-88. Основные правила ядерной безопасности при переработке, хранении и транспортировании ядерно-опасных делящихся материалов, утвержденные Министерством атомной энергетики и промышленности СССР 26 мая 1988 г.;

ПНАЭ Г-7-013-89. Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность, утвержденные Госатомнадзором СССР 1 июля 1990 г.;

ПБЯ-06-09-90. Правила ядерной безопасности при хранении и транспортировке ядерно-опасных делящихся материалов, утвержденные Министерством атомной энергетики и промышленности СССР 4 февраля 1991 г;

ПНАЭ Г-14-029-91. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики, утвержденные постановлением Госпроматомнадзора СССР от 31 октября 1991 г. N 12.

Министр Э.Р.БАРИЕВ

                                              УТВЕРЖДЕНО

                                              Постановление

                                              Министерства по

                                              чрезвычайным ситуациям

                                              Республики Беларусь

                                              30.12.2006 N 72

ПРАВИЛА

ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ

ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Раздел I

ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Глава 1

ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

1. Правила обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок (далее - Правила) устанавливают:

основные термины и определения, касающиеся безопасности исследовательских ядерных установок;

цель и основные принципы обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок;

общие требования к обеспечению безопасности исследовательских ядерных установок различного типа (реакторных установок, критических стендов, подкритических стендов), а также специфические требования к реакторным установкам, критическим стендам, подкритическим стендам как к источникам возможного радиационного воздействия на работников (персонал), население и окружающую среду.

2. Настоящие Правила обязательны для всех организаций независимо от их формы собственности и ведомственной принадлежности, которые осуществляют деятельность по проектированию, сооружению, эксплуатации и снятия с эксплуатации исследовательских ядерных установок.

3. Для целей настоящих Правил используются следующие термины и их определения:

аварийная ситуация - состояние исследовательской ядерной установки, характеризующееся нарушением предела и / или условия безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию;

авария - нарушение нормальной эксплуатации ядерной установки, 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;

авария ядерная - авария, вызванная:

нарушением контроля за ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ядерной установки и (или) нарушением управления ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ядерной установки;

образованием критической массы при перегрузке, транспортировании или хранении ядерных материалов;

повреждением элементов, содержащих ядерные материалы;

несанкционированным вмешательством;

авария проектная - авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие, с учетом принципа единичного отказа системы безопасности или одной независимой от исходного события ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами;

авария запроектная - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами системы безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений работников (персонала), несанкционированным вмешательством, которое может привести к тяжелым повреждениям или расплавлению активной зоны, уменьшение последствий которой достигается управлением аварией и / или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения;

активная зона ядерной установки - часть исследовательского реактора, критической сборки или подкритической сборки с размещенными в ней ядерными материалами (ядерным топливом) и другими элементами, необходимыми для поддержания цепной реакции деления. В составе активной зоны ядерной установки могут быть замедлитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность, экспериментальные устройства;

активная система (элемент) - система (элемент), функционирование которой зависит от нормальной работы другой системы (элемента);

безопасность исследовательских ядерных установок ядерная, радиационная - свойства исследовательских ядерных установок при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, ограничивать радиационное воздействие на работников (персонал), население и окружающую среду установленными пределами;

ввод исследовательской ядерной установки в эксплуатацию - деятельность, во время которой проверяется соответствие проекту систем, оборудования и ядерной установки в целом, включающая в себя пусконаладочные работы, физический пуск ядерной установки, энергетический пуск исследовательского реактора;

вывод ядерной установки из эксплуатации - деятельность, осуществляемая после удаления ядерных материалов с площадки ядерной установки, направленная на достижение заданного конечного состояния ядерной установки и ее площадки;

источник нейтронов внешний - периодически устанавливаемое в активную зону (извлекаемое из активной зоны) при эксплуатации ядерной установки в режиме пуска и работы на мощности испускающее нейтроны устройство, предназначенное для увеличения плотности потока нейтронов в активной зоне ядерной установки;

исходное событие - единичный отказ в системах исследовательской ядерной установки, внешнее воздействие 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;

исследовательская ядерная установка (далее - ИЯУ) - ядерная установка, в составе которой предусмотрены исследовательский реактор либо критическая сборка или подкритическая сборка и комплекс помещений, систем, элементов и экспериментальных устройств, с необходимыми работниками (персоналом), располагающаяся в пределах определенной проектом территории (площадки ИЯУ), предназначенная для использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских целях;

канал системы - часть системы, выполняющая в заданном проектом объеме функцию системы;

квота дозовая исследовательской ядерной установки - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения при внешнем облучении, а также при внутреннем облучении, обусловленном поступлением радиоактивных веществ с воздухом, пищей, водой при нормальной эксплуатации ИЯУ;

консервативный подход - подход, когда при анализе безопасности объекта используются значения параметров и характеристик, заведомо приводящие к прогнозу более неблагоприятных результатов;

культура безопасности - квалификационная и психологическая подготовленность работников (персонала), при которой обеспечение безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к осознанию личной ответственности и к самоконтролю в процессе выполнения всех работ, влияющих на безопасность;

критерии безопасности - установленные нормативными документами и / или органами государственного регулирования и надзора за безопасностью значения параметров и / или характеристик последствий аварий, в соответствии с которыми обосновывается безопасность ИЯУ;

локализующие системы (элементы) безопасности - технологические системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при аварии радиоактивных веществ и ионизирующих излучений за установленные при проектировании границы и выхода их в окружающую среду;

нарушение нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки - нарушение в работе ИЯУ, 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;

необнаруженный отказ - отказ системы (элемента), который не проявляется в момент своего возникновения при нормальной эксплуатации и не выявляется предусмотренными средствами контроля;

обеспечение качества - планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы любые работы на этапах выбора площадки, проектирования, конструирования и изготовления оборудования, сооружения, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки выполнялись установленным образом, а их результаты удовлетворяли предъявляемым к ним требованиям;

останов исследовательской ядерной установки - эксплуатация реакторной установки и критического стенда в подкритическом состоянии и эксплуатация подкритического стенда после удаления внешнего источника нейтронов;

отказы по общей причине - отказы систем (элементов), возникающие вследствие одного отказа, или одной ошибки работников (персонала), внутреннего или внешнего воздействия;

внутренние воздействия или причины воздействия, возникающие при исходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменение параметров среды (давления, температуры, химической активности и тому подобное), пожары, конструктивные, технологические и прочие внутренние причины;

внешние воздействия - воздействия характерных для площадки ИЯУ 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 площадке ИЯУ объектах и тому подобное;

отчет по обоснованию безопасности исследовательской ядерной установки - документ, обосновывающий обеспечение безопасности ИЯУ на всех этапах ее жизненного цикла;

ошибка работников (персонала) - единичное непреднамеренное неправильное воздействие на управляющие органы или единичный непреднамеренный пропуск правильного действия, или единичное непреднамеренное неправильное действие при техническом обслуживании элементов систем, важных для безопасности;

пассивная система (элемент) - система (элемент), функционирование которой связано только с вызвавшим ее работу событием и не зависит от работы другой активной системы (элемента), подразделяющаяся на пассивную систему (элементы) с механическими движущимися частями (арматура) и пассивную систему (элементы) без механических движущихся частей (трубопроводы, сосуды);

первый контур исследовательского реактора - комплекс каналов (полостей) в активной зоне гетерогенного исследовательского реактора, трубопроводов и теплообменников, содержащих теплоноситель для охлаждения активной зоны или корпус гомогенного исследовательского реактора с раствором ядерного материала и трубопроводы, по которым циркулирует раствор ядерного материала;

предаварийная ситуация - состояние исследовательской ядерной установки, характеризующееся нарушением пределов и (или) условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию;

пределы безопасной эксплуатации - установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии;

пределы проектные - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и исследовательской ядерной установки в целом, установленные в проекте для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии;

пределы эксплуатационные - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и исследовательской ядерной установки в целом, заданные проектом для нормальной эксплуатации;

предельно допустимый аварийный выброс - значения выброса радионуклидов в окружающую среду при запроектных авариях ИЯУ, при которых с учетом наихудших погодных условий доза облучения населения на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами не превышает значений, регламентированных в действующих нормах радиационной безопасности, требующих принятия решений о мерах защиты населения в случае аварии;

предельные значения радиоактивных выбросов и сбросов - проектные значения выбросов и сбросов радионуклидов в атмосферу и поверхностные воды, соответствующие установленной квоте облучения населения;

принцип разнообразия - принцип обеспечения 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 задуманной функции;

принцип резервирования - принцип обеспечения надежности систем путем применения структурной, функциональной, информационной избыточности по отношению к объему, минимально необходимому и достаточному для выполнения системой заданных функций;

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;

принцип безопасного отказа - повышение надежности обеспечения функции систем безопасности путем применения технических решений, в соответствии с которыми при отказе системы (элемента) обеспечивается перевод системы в безопасное состояние без необходимости инициирования каких-либо действий через управляющую систему безопасности;

пуск физический ИЯУ - этап ввода в эксплуатацию, включающий загрузку ядерных материалов в активную зону и экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик ИЯУ;

пуск энергетический ядерной установки - этап ввода в эксплуатацию, включающий экспериментальное исследование влияния температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики исследовательского реактора, исследование радиационной обстановки при работе исследовательского реактора на мощности и вывод исследовательского реактора на номинальные параметры, установленные проектом;

рабочий орган системы управления и защиты - средство воздействия на реактивность, изменением положения или состояния которого в активной зоне или в отражателе исследовательской ядерной установки обеспечивается изменение реактивности;

радиационный контроль - получение информации об уровнях облучения людей, о радиационной обстановке на ИЯУ и в окружающей среде, о радиационных параметрах технологических сред, оборудования и помещений ИЯУ и целостности системы защитных барьеров;

реконструкция - преднамеренное изменение (обновление) элементов и систем ИЯУ, требующая переработки отчета по безопасности, проектной, конструкторской документации и переоформления специального разрешения (лицензии) на выполнение лицензируемого вида работ;

разработчики проекта ИЯУ - организации, разрабатывающие проект;

реактор ядерный исследовательский (далее - исследовательский реактор) - устройство для экспериментальных исследований, состав и геометрия которого позволяют осуществлять управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, требующей принудительного охлаждения и (или) оказывающей влияние на его нейтронно-физические характеристики;

реакторная установка - исследовательская ядерная установка, в составе которой используется исследовательский реактор;

режим временного останова - режим эксплуатации исследовательской ядерной установки, включающий проведение на исследовательской ядерной установке работ по ее техническому обслуживанию и подготовке экспериментальных исследований;

режим длительного останова - режим эксплуатации исследовательской ядерной установки, включающий проведение работ по консервации отдельных систем и оборудования и поддержанию работоспособности ИЯУ в течение времени, когда проведение экспериментальных исследований на ИЯУ не планируется;

режим окончательного останова - режим эксплуатации исследовательской ядерной установки, при котором производится подготовка к выводу из эксплуатации ИЯУ, включающий выгрузку ядерных материалов из активной зоны исследовательской ядерной установки и их удаление с площадки ИЯУ;

режим пуска и работа на мощности - режим эксплуатации исследовательской ядерной установки, заключающийся в выводе ИЯУ на мощность с помощью рабочих органов систем управления и защиты и (или) внешнего источника нейтронов и в проведении экспериментальных исследований с использованием нейтронов и ионизирующего излучения ИЯУ;

самозащищенность внутренняя - свойство исследовательской ядерной установки обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик;

сборка критическая - устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которой позволяют осуществить управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, не требующей принудительного охлаждения среды и не оказывающей влияние на ее нейтронно-физические характеристики;

сборка подкритическая - устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которой обеспечивают затухание цепной реакции деления в отсутствии внешних источников нейтронов;

система - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций;

система останова - система, предназначенная для быстрого прекращения ядерной цепной реакции деления и удержания исследовательской ядерной установки в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность;

системы (элементы) безопасности (далее - СБ) - системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности;

системы (элементы), важные для безопасности - СБ, а также системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную эксплуатацию ИЯУ или препятствуют устранению отклонений от нормальной эксплуатации и могут привести к проектным и запроектным авариям;

системы (элементы) безопасности защитные - СБ, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждения ядерных материалов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества;

системы (элементы) безопасности локализующие - СБ, предназначенные для ограничения распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом исследовательской ядерной установки границы и предотвращения их выхода в окружающую среду;

системы (элементы) безопасности обеспечивающие - системы (элементы), предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания требуемых условий для их функционирования;

системы (элементы) безопасности управляющие - системы (элементы), предназначенные для инициирования действия систем безопасности, осуществления контроля за ними и управления ими при выполнении заданных функций;

системы (элементы) нормальной эксплуатации - системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации;

системы (элементы) нормальной эксплуатации управляющие - системы (элементы), формирующие и реализующие по заданным технологическим целям, критериям и ограничениям управление технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации ИЯУ;

система управления и защиты - система, предназначенная для обеспечения безопасного поддержания и прекращения цепной реакции деления, совмещающая функции нормальной эксплуатации и функции систем безопасности и состоящая из элементов систем контроля и управления, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности;

снятие исследовательской ядерной установки с эксплуатации - комплекс мер по прекращению эксплуатации ИЯУ, исключающие их дальнейшее использование и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей среды;

стенд критический - исследовательская ядерная установка, в составе которой используется критическая сборка;

стенд подкритический - исследовательская ядерная установка, в составе которой используется подкритическая сборка;

технологический регламент ИЯУ - документ, содержащий правила, основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия безопасной эксплуатации;

управление аварией - действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий аварий;

управление автоматизированное - управление, осуществляемое работниками (персоналом) при помощи средств автоматизации;

управление автоматическое - управление, осуществляемое средствами автоматизации без участия работников (персонала);

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;

физическая защита исследовательской ядерной установки - совокупность организационных мероприятий, инженерно-технических средств и действий подразделений охраны с целью предотвращения диверсий или хищений ядерных материалов, радиоактивных отходов и радиоактивных веществ;

функция безопасности - специфическая конкретная цель и действия, обеспечивающие ее достижение и направленные на предотвращение аварий или ограничение их последствий;

экспериментальная петля - самостоятельный циркуляционный контур ИЯУ, содержащий один или несколько каналов, предназначенный для экспериментальных исследований и испытаний новых типов твэлов и других элементов;

экспериментальное устройство - устройство, приспособление, предназначенное для проведения экспериментальных исследований;

эксплуатация исследовательской ядерной установки - деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой сооружалась исследовательская ядерная установка, включая набор критической массы, работу на заданной мощности, проведение экспериментов, остановы исследовательской ядерной установки, обращение с ядерными материалами и источниками радиационного излучения, техническое обслуживание, ремонт и другую связанную с этим деятельность;

эксплуатация нормальная - эксплуатация ИЯУ в определенных ее проектом эксплуатационных пределах и условиях;

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;

ядерно-опасные работы на исследовательской ядерной установке - работы, которые могут привести к неконтролируемому изменению реактивности и связанные, например, с изменением геометрии и состава активной зоны, заменой экспериментальных устройств.

Глава 2

ЦЕЛЬ И ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

4. Целью обеспечения безопасности ИЯУ является ограничение ее радиационного воздействия на работников (персонал), население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

5. ИЯУ удовлетворяет требованиям безопасности, если ее радиационное воздействие на работников (персонал), население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не приводит к превышению установленных доз облучения работников (персонала) и населения, нормативов по выбросам (сбросам) и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также ограничивается при запроектных авариях.

6. Безопасность должна обеспечиваться за счет реализации принципа глубокоэшелонированной защиты, основанного на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения, ядерных материалов и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по сохранению эффективности физических барьеров, а также по защите работников (персонала), населения и окружающей среды от радиационного воздействия ИЯУ.

7. Количество и назначение физических барьеров определяются проектом. Достаточность используемых физических барьеров, технических и организационных мер глубокоэшелонированной защиты должна быть обоснована в проекте в разделе "Отчет по обоснованию безопасности ИЯУ".

8. Система технических и организационных мер глубокоэшелонированной защиты должна учитывать возможное радиационное воздействие ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду и образовывать следующие пять уровней:

8.1. первый уровень - условия размещения ИЯУ, качество проекта и предотвращение нарушения нормальной эксплуатации:

оценка и выбор района и площадки, пригодных для размещения ИЯУ;

разработка проекта на основе консервативного подхода с максимальным использованием свойств внутренней самозащищенности;

использование верифицированных и аттестованных программ и методик расчета активной зоны, систем и оборудования, проведение экспериментальных обоснований основных проектных решений;

обеспечение качества систем (элементов) ИЯУ и выполняемых работ при разработке проекта, изготовлении, монтаже и наладке оборудования;

обеспечение необходимого уровня квалификации работников (персонала);

эксплуатация ИЯУ в соответствии с требованиями нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов, инструкций по эксплуатации;

поддержание в работоспособном состоянии систем (элементов), важных для безопасности, замена отказавшего и выработавшего свой ресурс оборудования или продление ресурса в установленном порядке.

8.2. второй уровень (предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации):

выявление отклонений от нормальной эксплуатации ИЯУ и их устранение;

управление при эксплуатации с отклонениями;

8.3. третий уровень (предотвращение проектных и запроектных аварий системами безопасности):

предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий - в запроектные;

ослабление и ликвидация последствий аварий путем использования локализующих систем безопасности;

8.4. четвертый уровень (управление запроектными авариями):

предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий;

перевод ИЯУ в контролируемое состояние;

8.5. пятый уровень (противоаварийное планирование):

подготовка и реализация планов противоаварийных мероприятий.

9. Принцип глубокоэшелонированной защиты должен выполняться на всех этапах деятельности, связанных с обеспечением безопасности ИЯУ. Приоритетной при этом является стратегия предотвращения неблагоприятных событий, особенно для первого и второго уровней.

10. Технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации и соответствовать требованиям нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов при проектировании, разработке и изготовлении оборудования, сооружении, эксплуатации, реконструкции, модернизации и выводе из эксплуатации ИЯУ.

11. Все работы, влияющие на безопасность, должны сопровождаться деятельностью по обеспечению качества, при этом эксплуатирующая организация должна обеспечить разработку и выполнение общей программы обеспечения качества и осуществлять контроль обеспечения качества деятельности организаций, выполняющих работы и (или) предоставляющих услуги для эксплуатирующей организации.

12. В эксплуатирующей организации и организациях, выполняющих работы и (или) предоставляющих услуги для эксплуатирующей организации, должна формироваться и поддерживаться культура безопасности путем проведения необходимого подбора, обучения и подготовки работников (персонала) в каждой сфере деятельности, влияющей на безопасность ИЯУ, установления и строгого соблюдения дисциплины при четком распределении персональной ответственности руководителей и специалистов, разработки и строгого соблюдения требований производственно-технологических инструкций по выполнению работ и их периодической корректировке с учетом накапливаемого опыта.

13. Эксплуатирующая организация обеспечивает безопасность ИЯУ, в том числе разрабатывает меры по предотвращению аварий и ликвидации их последствий, учету, контролю и физической защите ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, радиационному контролю за состоянием окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

Эксплуатирующая организация несет полную ответственность за безопасность ИЯУ, при этом обеспечивает промышленную безопасность при эксплуатации опасных производственных объектов - сосудов, работающих под давлением, грузоподъемных механизмов, электрического оборудования, сложных технических устройств, при выполнении электромонтажных и строительно-монтажных работ, принимает меры по предупреждению аварий, сопровождающихся пожарами, взрывами.

Глава 3

КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ

ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

14. Системы (элементы) ИЯУ, включая экспериментальные устройства, различаются по:

14.1. назначению, в том числе на системы (элементы):

нормальной эксплуатации;

безопасности;

14.2. влиянию на безопасность:

важные для безопасности;

не влияющие на безопасность;

14.3. характеру выполняемых ими функций безопасности:

защитные;

локализующие;

обеспечивающие;

управляющие.

15. Элементы ИЯУ подразделяются на четыре класса безопасности:

15.1. к классу безопасности 1 относятся элементы ИЯУ, отказы которых являются исходными событиями запроектных аварий, приводящими при проектном функционировании систем безопасности к повреждению ядерного топлива ИЯУ и других ее элементов с превышением установленных для проектных аварий пределов;

15.2. к классу безопасности 2 относятся элементы ИЯУ:

отказы которых являются исходными событиями, приводящими к повреждению ядерного топлива и других элементов активной зоны:

первого контура реакторной установки в пределах, установленных для проектных аварий, при проектном функционировании систем безопасности с учетом нормируемого для проектных аварий количества отказов в них;

отказы которых приводят к невыполнению соответствующими системами своих функций;

15.3. к классу безопасности 3 относятся элементы:

систем, важных для безопасности, не вошедшие в классы безопасности 1 и 2;

содержащие радиоактивные вещества, выход которых в помещения и окружающую среду при отказах этих элементов превышает уровни радиационного воздействия на работников (персонал), население и окружающую среду, установленные для условий нормальной эксплуатации;

выполняющие функции радиационного контроля и радиационной защиты работников (персонала) и населения;

15.4. к классу безопасности 4 относятся элементы нормальной эксплуатации, не влияющие на безопасность и не вошедшие в классы безопасности 1, 2, 3.

Элементы, используемые для управления аварией и не вошедшие в классы безопасности 1, 2, 3, также относятся к классу безопасности 4.

16. Если какой-либо элемент одновременно содержит признаки разных классов безопасности, то он должен быть отнесен к более высокому классу.

17. Участки систем, разделяющие элементы разных классов безопасности, должны быть отнесены к более высокому классу.

18. Класс безопасности является обязательным признаком при формировании других классификаций элементов ИЯУ, устанавливаемых в нормативных правовых актах и технических нормативных правовых актах. Другие признаки этих классификаций устанавливаются в соответствии с комплексом требований, установленных в нормативных правовых актах и технических нормативных правовых актах характеристик элементов ИЯУ.

19. Классы безопасности элементов ИЯУ определяются в проекте в соответствии с требованиями настоящих Правил.

20. Качество элементов ИЯУ, отнесенных к классам безопасности 1, 2, 3, и требования к его обеспечению устанавливаются нормативными правовыми и техническими нормативными правовыми актами, регламентирующими их устройство и эксплуатацию. При этом более высокому классу безопасности должны соответствовать более высокие требования к качеству и его обеспечению.

К элементам, отнесенным к классу безопасности 4, предъявляются требования нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов в области промышленной безопасности.

21. Принадлежность элементов к классам безопасности 1, 2, 3 и распространение на них требований нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов должны указываться в технической документации на разработку, изготовление и поставку систем и элементов исследовательской ядерной установки.

22. Классификационное обозначение в проектной документации должно отражать принадлежность элемента к классам безопасности 1, 2, 3.

23. Классификационное обозначение дополняется следующим символом, отражающим назначение элемента и характер выполняемых элементом безопасности функций:

Н - элемент нормальной эксплуатации;

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16

|