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

Стр. 7

34. Контроль сварных соединений ИМ должен проводиться в соответствии с требованиями нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

35. Гидравлические и пневматические испытания сварных соединений ИМ, работающих под давлением первого контура, должны выполняться в соответствии с требованиями нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

36. Требования к испытаниям сварных соединений на герметичность должны соответствовать требованиям нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

Глава 8

ИСПЫТАНИЯ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

37. Опытные образцы исполнительных механизмов должны проходить следующие виды испытаний:

предварительные испытания проводятся для определения соответствия ИМ техническому заданию, требованиям стандартов и технической документации и решения вопроса о возможности представления их на приемочные испытания;

приемочные (межведомственные) испытания проводятся для определения соответствия ИМ техническому заданию, требованиям стандартов и технической документации, оценки технического уровня и определения возможности постановки их на производство, в том числе ресурсные испытания - для подтверждения работоспособности ИМ в пределах заданного ресурса;

эксплуатационные испытания в составе СУЗ на действующем ядерном реакторе, критической сборке или подкритической сборке (при наличии требования технического задания) проводятся для подтверждения характеристик в рабочих условиях.

38. Предварительные испытания опытных образцов проводит разработчик с привлечением при необходимости организации-изготовителя и организаций-соисполнителей.

39. Приемочные (межведомственные) испытания проводит разработчик при участии организации-изготовителя и заказчика (основного потребителя). Испытания должны проводиться в условиях, максимально приближенных к штатным условиям эксплуатации.

Разработчик должен обосновывать допустимость отклонений при испытаниях от штатных условий работы механизмов. Межведомственные испытания должны проводиться с опытным образцом штатной системы диагностики в случаях, предусмотренных техническим заданием.

40. Исполнительные механизмы серийного производства подвергают следующим испытаниям:

приемо-сдаточным;

периодическим;

установочной серии (первой промышленной партии - квалификационным). Число ИМ для испытаний должно быть указано в технических условиях.

41. Исполнительные механизмы на объекте должны проходить:

предмонтажные испытания на стенде предмонтажных проверок с имитаторами органов воздействия на реактивность на соответствие основных характеристик механизмов требованиям технической документации;

комплексные испытания в составе ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки со штатной СУЗ по программе пусконаладочных работ.

42. При выполнении проверок исполнительных механизмов на ядерных установках со штатным органом воздействия на реактивность и со штатной зоной необходимо:

сцепление и расцепление соединительных устройств ИМ с органами воздействия на реактивность выполнять поочередно для каждого механизма;

орган воздействия на реактивность перемещать на величину хода, разрешенную требованиями ядерной безопасности;

исключить проведение работ по сцеплению и расцеплению ИМ с органами воздействия на реактивность с помощью неисправных или не прошедших регламентных проверок приспособлений;

в процессе работ по сцеплению или расцеплению ИМ органами воздействия на реактивность по команде "Экстренное опускание" подъем органа воздействия на реактивность немедленно прекратить и осуществить сброс его в активную зону.

43. Программы и методики испытаний должны разрабатываться на основе технических заданий и конструкторской документации на исполнительные механизмы.

44. Программы и методики испытаний должны содержать требования по проверке основных параметров и характеристик ИМ. Испытания должны проводиться в условиях, максимально приближенных к действительным условиям работы механизмов.

45. Программа и методика приемочных (межведомственных) испытаний должны быть согласованы с заинтересованными организациями и Проматомнадзором.

46. Испытания ИМ серийного производства в организации-изготовителе необходимо проводить на стенде, имитирующем по геометрическим размерам действительные условия работы механизма в составе ядерной установки (трассу канала, соединительные головки органа воздействия на реактивность и другое).

Глава 9

МОНТАЖ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

47. На монтаж могут быть допущены ИМ, прошедшие испытания на стенде предмонтажных проверок на соответствие основных характеристик механизмов требованиям технической документации.

48. Монтаж ИМ необходимо проводить по технологической и технической документации на монтаж.

49. После монтажа ИМ на ядерной установке необходимо провести испытания механизмов со штатной и (или) имитационной зоной и со штатной схемой управления по программе пусконаладочных работ.

50. При проведении ИМ, связанных с перемещением органов воздействия на реактивность в активной зоне, должен быть обеспечен контроль за состоянием активной зоны.

Раздел IV

ПРИЕМКА И ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

Глава 10

ПРИЕМКА В ЭКСПЛУАТАЦИЮ

51. Приемка ИМ в эксплуатацию должна проводиться приемочной комиссией по результатам комплексного опробования в составе всего ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки совместно со штатной СУЗ.

52. Перед проведением комплексного опробования ИМ должны проверяться:

правильность подключения электрооборудования;

сопротивление изоляции электрооборудования;

наличие аттестованного обслуживаемого персонала, а также инженерно-технических работников, прошедших проверку знаний;

наличие производственных инструкций для персонала.

53. Программа комплексного опробования должна быть согласована с организациями-изготовителями и органами государственного надзора.

Глава 11

ТРЕБОВАНИЯ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ

54. Исполнительные механизмы должны эксплуатироваться в соответствии с техническим описанием и инструкцией по эксплуатации, разработанными на основании технической документации на ИМ и с учетом требований нормативных правовых актов, технических нормативных правовых актов.

55. Во время эксплуатации необходим непрерывный контроль за работой ИМ по показаниям приборов на блочном щите управления.

56. Во время плановых остановок ядерной установки проводятся все работы по устранению неисправностей ИМ и работы в соответствии с техническим описанием и инструкцией по эксплуатации.

57. Исполнительные механизмы перед отправкой в ремонт должны быть подвергнуты при необходимости дезактивации.

58. Исполнительные механизмы ядерных установок должны демонтироваться и транспортироваться с помощью специальных контейнеров, если при демонтаже не допускается разгерметизация первого контура или их открытый демонтаж недопустим по условиям высокой активности.

59. Перед каждым пуском после длительной остановки ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки на планово-предупредительный ремонт проверяется работа исполнительных механизмов со сцепленными органами воздействия на реактивность и работа конечных выключателей, при этом должен быть обеспечен контроль за состоянием активной зоны. Результаты проведенных работ отражаются в акте готовности ИМ в составе СУЗ к пуску.

60. При проведении проверок ИМ, связанных с перемещением органа воздействия на реактивность в активной зоне, должен быть обеспечен контроль за состоянием активной зоны.

61. При эксплуатации исполнительных механизмов необходимо вести учет отказов и неисправностей, отражающий их характер, место, время и причины появления, меры, принятые по их устранению и предотвращению, заводской номер ИМ и отработанный ресурс.

62. Испытания и монтаж ИМ после ремонта должны выполняться в соответствии с главами 8 и 9 настоящих Правил.

                                              УТВЕРЖДЕНО

                                              Постановление

                                              Министерства по

                                              чрезвычайным ситуациям

                                              Республики Беларусь

                                              30.12.2006 N 72

ПРАВИЛА

БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ХРАНЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ ЯДЕРНОГО

ТОПЛИВА НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Раздел I

ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Глава 1

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики (далее - Правила) устанавливают основные технические и организационные требования к комплексу систем хранения и обращения с ядерным топливом, направлены на обеспечение безопасности при хранении, обращении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики.

2. Настоящие Правила распространяются на объекты атомной энергетики, опытные и исследовательские реакторы, хранилища свежего топлива, критические и подкритические сборки.

3. Настоящие Правила не распространяются на требования:

промышленной безопасности, не связанные со спецификой ядерного топлива как источника ионизирующих излучений и радиоактивных веществ;

требования безопасности реактора при загрузке, перестановке в активной зоне, зоне воспроизводства, отражателе, выгрузке из реактора тепловыделяющих сборок, органов системы управления и защиты и др. элементов;

безопасности при проектировании транспортных упаковочных комплектов, предназначенных для транспортировки ядерного топлива на переработку или длительное хранение.

4. Настоящие Правила обязательны для всех организаций независимо от их формы собственности и ведомственной принадлежности, которые осуществляют деятельность по проектированию, сооружению, эксплуатации и снятии с эксплуатации комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом.

5. Отказы, аварийные ситуации и аварии комплекса должны расследоваться в порядке, согласованном с Департаментом по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь (далее - Проматомнадзор).

6. Термины и их определения, используемые в настоящих Правилах, употребляются в значениях, определенных Объединенной конвенцией о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами, ратифицированной Законом Республики Беларусь от 17 июля 2002 года "О ратификации Объединенной конвенции о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами" (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2002 г., N 88, 2/2879), а также следующие термины и их определения:

аварийная ситуация - состояние комплекса, характеризующееся нарушением предела и / или безопасной эксплуатации и не перешедшее в аварию;

авария - нарушение нормальной эксплуатации комплекса, 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 проектная - авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и обеспечены 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 персонала; несанкционированным вмешательством, которое может привести к тяжелым повреждениям и, как следствие, реализации планов мероприятий по защите персонала и населения;

безопасная геометрия - геометрические параметры оборудования, исключающие возможность возникновения самоподдерживающейся цепной реакции при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях;

безопасность комплекса ядерная, радиационная (далее - безопасность) - свойство комплекса при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами;

ввод комплекса в эксплуатацию - деятельность, во время которой проверяется соответствие проекту систем, оборудования и комплекса в целом, готовность комплекса к пуску и обеспечивается достижение установленных в проекте характеристик;

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

группа упаковок - совокупность упаковок, которую разрешается хранить или транспортировать без ограничения взаимного размещения упаковок, кроме ограничений, создаваемых конструктивными элементами упаковочного комплекта;

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

комплекс систем хранения и обращения с ядерным топливом - совокупность систем, устройств, элементов, предназначенных для хранения, загрузки, выгрузки, транспортировки и контроля ядерного топлива;

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 пределы и выход их в окружающую среду;

норма хранения (транспортировки) ядерного топлива - количество ядерного топлива, которое разрешается хранить (транспортировать) с учетом ограничений на его расположение;

нормальная эксплуатация комплекса - эксплуатация в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях;

отработавшее ядерное топливо - отработавшее ядерное топливо, отдельные тепловыделяющие элементы (твэлы) или изделия с тепловыделяющими элементами (сборки твэлов, активные зоны в сборе), которое извлечено из реактора после их облучения;

объект атомной энергетики - опытные и исследовательские реакторы, критические и подкритические стенды, хранилища ядерного топлива;

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

самоподдерживающаяся цепная реакция - цепная ядерная реакция, характеризующаяся значением эффективного коэффициента размножения нейтронов, превышающим единицу или равным ей;

система - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций;

системы (элементы) безопасности локализующие - системы (элементы), предназначенные для ограничения распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом комплекса пределы и предотвращения их выхода в окружающую среду;

снятие комплекса с эксплуатации - совокупность мер по прекращению эксплуатации комплекса, исключающая его дальнейшее использование и обеспечивающая безопасность персонала, населения и окружающей среды;

транспортный упаковочный комплект - комплект средств, используемых при транспортировке и хранении свежего или отработавшего ядерного топлива, обеспечивающий его сохранность, предотвращение попадания радиоактивных веществ в окружающую среду, а также ядерную и радиационную безопасность;

транспортный упаковочный комплект внутриобъектовый - комплекс средств, обеспечивающий сохранность свежего или отработавшего ядерного топлива, ядерную и радиационную безопасность при внутриобъектовой транспортировке свежего или отработавшего ядерного топлива;

упаковка - упаковочный комплект с ядерным топливом;

упаковочный комплект - совокупность компонентов, необходимых для обеспечения соответствия упаковки требованиям безопасности;

физическая защита - совокупность организационно-правовых, оперативно-розыскных, инженерно-технических мероприятий, средств и действий подразделений охраны с целью предотвращения диверсий или хищений ядерного топлива, радиоактивных отходов и радиоактивных веществ;

хранилище класса 1 - хранилище свежего топлива, для которого исключена возможность попадания воды;

хранилище класса 2 - хранилище свежего топлива, в котором исключена возможность затопления водой;

хранилище класса 3 - хранилище свежего топлива, для которого не выполняются требования, предъявляемые к хранилищам классов 1 и 2;

шаг решетки - расстояние между осями соседних тепловыделяющих сборок, пеналов или упаковок, расположенных в узлах регулярной решетки;

эксплуатация комплекса - деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой сооружался комплекс, включая проведение экспериментов, измерения, техническое обслуживание, ремонт и другую, связанную с этим деятельность;

элементы - оборудование, приборы, трубопроводы, арматура, 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;

ядерная авария комплекса - авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и / или с облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная образованием критической массы при хранении, транспортировке, выгрузке, загрузке ядерного топлива и нарушением теплоотвода от твэлов;

ядерная безопасность - свойство комплекса, исключающее возможность возникновения ядерной аварии техническими средствами и организационными мероприятиями.

7. Правила обязательны для выполнения всеми должностными лицами, инженерно-техническими работниками и рабочими, имеющими отношение к проектированию, изготовлению, монтажу, наладке, ремонту, модернизации, эксплуатации и снятию с эксплуатации оборудования комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом.

Лица, нарушившие требования настоящих Правил, несут ответственность в установленном законодательством Республики Беларусь порядке.

Раздел II

ОБЩИЕ ПРИНЦИПЫ И ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

Глава 2

ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

8. Безопасность комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом (далее - ЯТ) обеспечивается выбором площадки для размещения хранилища ЯТ, установлением санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг хранилища, высоким качеством проекта систем хранения и обращения с ЯТ, техническим совершенством и надежностью оборудования, контролем за его состоянием, а также организацией и выполнением работ в соответствии с законодательственными регламентирующими требованиями, профессиональной квалификацией и дисциплиной персонала.

9. Перечни проектных и запроектных аварий при хранении, перегрузке, транспортировке ЯТ должны быть включены в соответствующие перечни аварий, которые приводятся в разделе "Техническое обоснование ядерной безопасности" проекта и согласовываются в его составе.

10. Радиационная безопасность при хранении, перегрузке, транспортировке ЯТ регламентируется гигиеническими нормативами ГН 2.6.1.8-127-2000 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000)", утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 25 января 2000 г. N 5 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2000 г., N 35, 8/3037), санитарными правилами и нормами 2.6.1.8-8-2002 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002)", утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 22 февраля 2002 г. N 6 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2002 г., N 35, 8/7859).

Глава 3

ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ

СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ С ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

11. Хранение и временное размещение ЯТ допускаются только в специально предназначенных местах, определенных проектом.

12. Запрещается прокладывать пути к другим эксплуатационным зонам через места хранения и временного размещения ЯТ (при наличии в данных местах ЯТ).

13. Должна исключаться необходимость перемещения над хранящимся ядерным топливом грузов, если они не являются частями подъемных и перегрузочных устройств. Допускается перегрузка или размещение грузов над помещениями (хранилищами), закрываемыми съемными или постоянными конструкциями, если эти конструкции выдерживают динамические и статические нагрузки, которые могут возникнуть при поднятии, падении и размещении грузов.

14. Маршруты транспортировки ЯТ следует выбирать так, чтобы они были короткими и простыми, и была исключена возможность аварии.

15. Компоновка хранилища должна обеспечивать быструю эвакуацию персонала из помещения в случае аварии.

16. В процессах перегрузки, хранения, транспортировки ЯТ должен быть обеспечен учет и контроль за расположением, количеством и перемещением тепловыделяющих сборок (далее - ТВС).

17. Чехлы и упаковки, которые подлежат транспортированию, должны быть закреплены в транспортных средствах таким образом, чтобы исключить их опрокидывание в условиях нормальной эксплуатации, при максимальном расчетном землетрясении и других природных явлениях, свойственных данному району.

18. Конструкции чехлов, стеллажей в хранилищах, транспортных средствах для транспортировки ЯТ должны обеспечивать их устойчивость в условиях нормальной эксплуатации, при максимально расчетном землетрясении и других природных явлениях, свойственных данному району.

19. Конструкция оборудования комплекса должна обеспечивать ядерную безопасность, в основном, путем размещения ТВС с определенным шагом решетки.

20. Стеллажи и чехлы, имеющие в целях ядерной безопасности поглощающие добавки в составе конструкционных материалов, должны быть спроектированы и изготовлены таким образом, чтобы избежать недопустимого уменьшения поглощающей способности при механическом, химическом или радиационном воздействии при нормальной эксплуатации и проектных авариях. Перед установкой поглотителей должна быть проверена их поглощающая способность. Периодические проверки эффективности поглотителей должны осуществляться и в процессе их эксплуатации при необходимости. В проектной документации должно быть указано предельное значение величины уменьшения поглощающей способности.

21. Оборудование для обращения с ЯТ должно предотвращать возможность падения упаковок или тепловыделяющих сборок при нормальной эксплуатации, а также такие повреждения упаковок и ТВС, которые могут привести к аварии при исходных событиях, вызывающих падение упаковок или ТВС.

22. Должны быть предусмотрены технические средства, исключающие неконтролируемые, самопроизвольные перемещения оборудования для обращения с ЯТ.

23. Для хранилищ, в которых хранение ЯТ осуществляется под водой, необходимо предусмотреть наличие устройств и систем для подачи, очистки, охлаждения воды, вентиляции, контроля радиоактивности, температуры, уровня, химического состава воды и при необходимости содержания водорода.

24. Для сухих хранилищ необходимо предусмотреть меры по контролю и ограничению накопления радиоактивных веществ в атмосфере хранилища, контролю за попаданием воды, влажностью, температурой.

25. Комплекс должен быть способен выполнять свои функции при особых воздействиях, принятых в проекте.

26. Проект хранилища должен исключать возможность достижения критичности при возникновении пожара и его тушении.

27. При проектировании оборудования комплекса должна быть предусмотрена возможность его испытаний, технического обслуживания, радиационного контроля и проверок на загрязненность радиоактивными веществами.

28. В проекте необходимо предусмотреть технические средства для хранения и обращения с негерметичными и дефектными ТВС.

29. Оборудование для хранения и транспортировки ЯТ в жидкой фазе должно иметь безопасную геометрию.

30. При проектировании системы хранения и обращения с ЯТ должны быть предусмотрены меры и устройства, исключающие возможность повышения температуры оболочек твэлов выше проектных значений для нормальной эксплуатации и проектной аварии.

31. В проектах комплекса должны быть предусмотрены локализующие системы безопасности, предназначенные для предотвращения или ограничения распространения внутри хранилища и выхода в окружающую среду выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующих излучений.

32. В проектах комплекса систем хранения и обращения с ЯТ должен быть предусмотрен раздел по выводу систем из эксплуатации.

33. Порядок и организация перевозок ЯТ по территории организации должны осуществляться в соответствии с Инструкцией по обеспечению ядерной и физической безопасности при перевозке ядерных материалов, разработанной эксплуатирующей организацией и утвержденной в установленном порядке.

34. Работы, связанные с выводом на техническое обслуживание и ремонт систем и элементов, отказы в которых могут являться исходными событиями, приводящими к нарушению условий безопасности эксплуатации, должны подлежать регистрации и учету.

Глава 4

ИСХОДНЫЕ СОБЫТИЯ АВАРИЙ И АВАРИЙНЫЕ СИТУАЦИИ

35. При анализе безопасности комплекса систем хранения и обращения с ЯТ должны быть рассмотрены исходные события, примерный перечень которых приведен ниже. Перечень исходных событий для конкретного оборудования может быть расширен или сокращен в обоснованных случаях.

36. Примерный перечень исходных событий для анализа проектных аварий:

сейсмические и другие природные явления, свойственные данному району (наводнения, ураганы и иное). При анализе сейсмических явлений необходимо рассматривать максимально расчетное землетрясение;

опрокидывание;

полное прекращение энергоснабжения;

падение самолета на объект;

воздушная ударная волна, обусловленная взрывом, возможным в данной и(или) соседней организации, проходящем транспорте и иное;

пожар;

падение предметов, которые могут изменить расположение ТВС и нарушить целостность ТВС и оболочек твэлов;

падение отдельных ТВС, пеналов, чехлов с ТВС, упаковок при транспортно-технологических операциях;

ошибки персонала;

затопление хранилищ водой (за исключением хранилища класса 1);

течь из бассейна выдержки или разрыв трубопроводов, приводящие к снижению уровня воды;

летящие предметы, образующиеся в результате аварий (например, в результате разрушения систем, работающих под давлением);

образование взрывоопасных смесей в хранилище отработавшего топлива;

аварии на реакторе, влияющие на безопасность комплекса систем хранения и обращения с ЯТ;

аварии в системах, не связанных с хранением или обращением с топливом, приводящие к повреждению оборудования для хранения и транспортировки ЯТ;

зависание ЯТ в центральном зале или зале бассейна выдержки или других помещениях при перегрузках;

отказы оборудования комплекса систем хранения и обращения с ЯТ;

уменьшение концентрации гомогенных поглотителей нейтронов в воде бассейна выдержки;

нарушение крепления упаковок во время транспортировки ЯТ.

37. Примерный перечень исходных событий для расчета последствий запроектных аварий:

возникновение самоподдерживающейся цепной реакции для систем хранения и обращения с ЯТ;

полное обезвоживание хранилища ЯТ;

падение технологического оборудования и строительных конструкций на перекрытие отсеков хранения или хранимое ЯТ;

затопление хранилищ 1 класса водой.

38. При рассмотрении исходных событий по пунктам 36 и 37 настоящих Правил необходимо рассмотреть возможность:

перегруппировки ТВС внутри чехлов, стеллажей, упаковок, приводящей к увеличению эффективного коэффициента размножения нейтронов;

изменения геометрической конфигурации ТВС и твэла (изгибы, сплющивание и иное), а также шага твэла в ТВС, приводящего к увеличению эффективного коэффициента размножения нейтронов;

кипения воды, образования пароводяной смеси и вследствие этого увеличения эффективного коэффициента размножения нейтронов, уменьшения защитного слоя воды;

потери эффективности гетерогенных или гомогенных поглотителей нейтронов;

проникновения воды или пароводяной смеси в упаковку, чехол, барабан свежего и отработавшего топлива, сухое хранилище отработавшего ЯТ.

Раздел III

ТРЕБОВАНИЯ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСА СИСТЕМ

ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ СО СВЕЖИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

Глава 5

ТРЕБОВАНИЯ К ХРАНИЛИЩАМ СВЕЖЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

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