Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций нп-082-07 Введены в действие с 1 июня 2008 г. Москва 2007



страница1/4
Дата29.12.2017
Размер0,59 Mb.
  1   2   3   4
ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА
ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ


ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

Утверждены


постановлением Федеральной службы
по экологическому, технологическому
и атомному надзору
от 10 декабря 2007 г. №  4

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ  РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

НП-082-07

Введены в действие


с 1 июня  2008 г.

Москва  2007



УДК 621.039

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

НП-082-07

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору


Москва, 2006

 

Настоящие федеральные нормы и правила "Правила ядерной безопасности  реакторных установок атомных станций" определяют требования к обеспечению ядерной безопасности реакторных установок атомных станций при проектировании, конструировании, сооружении и эксплуатации.



Выпущены взамен Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АС-89 с изменением № 1 и раздела 4 Правил ядерной безопасности атомных станций ПБЯ-04-741.

Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. № 4 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций"  зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 21 января 2008 г. регистрационный № 10951.



СОДЕРЖАНИЕ

Перечень сокращений

Термины и определения

1.

Назначение и область применения

2.

Требования обеспечения ядерной безопасности, предъявляемые к реактору и другим системам, важным для безопасности




2.1.

Общие требования




2.2.

Активная зона и элементы ее конструкции




2.3.

Системы управления и защиты







2.3.1.

Общие требования







2.3.2.

Система аварийной защиты







2.3.3.

Управление нейтронным потоком и реактивностью




2.4.

Управляющие системы нормальной эксплуатации и управляющие системы безопасности




2.5.

Контур теплоносителя РУ (первый контур)




2.6.

Системы аварийного охлаждения активной зоны




2.7.

Устройства перегрузки  и порядок проведения перегрузки активной зоны







2.7.1.

Устройства перегрузки







2.7.2.

Порядок проведения перегрузки

3.

Обеспечение ядерной безопасности при вводе блока АС в эксплуатацию




3.1.

Физический пуск реактора




3.2.

Энергетический пуск блока АС

4.

Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации

5.

Контроль соблюдения правил

Приложение.

Пределы повреждения твэлов и требования к коэффициентам реактивности для АС с наиболее распространенными в России типами РУ

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

АЗ      

-

аварийная защита

АС     

-

атомная станция

АСТ   

-

атомная станция теплоснабжения

БН       

-

реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

БПУ (БЩУ)

-

блочный пункт (щит) управления

ВВЭР

-

водо-водяной энергетический реактор

КГО   

-

контроль герметичности оболочки

ООБ   

-

отчет по обоснованию безопасности

ПЗ      

-

предупредительная защита

РБМК

-

реактор большой мощности канальный

РПУ (РЩУ)

-

резервный пункт (щит) управления

РУ      

-

реакторная установка

СВБ   

-

система, важная для безопасности

СУЗ   

-

система управления и защиты

ТВС   

-

тепловыделяющая сборка

твэл   

-

тепловыделяющий элемент

УСБ      

-

управляющие системы безопасности

УСНЭ  

-

управляющие системы нормальной эксплуатации

ЭГП-6

-

энергетическая графитовая петельная реакторная установка

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

В целях настоящего документа используются следующие термины и определения.



1. Аварийная защита:

  • функция безопасности, заключающаяся в быстром переводе реактора в подкритическое состояние и в поддержании его в подкритическом состоянии;

  • комплекс систем безопасности, выполняющий функцию АЗ.

2. Активная зона – часть реактора, в которой размещены ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкций, предназначенные для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления и передачи энергии теплоносителю.

3. Группа рабочих органов СУЗ – один или несколько рабочих органов СУЗ, объединенных по управлению в целях одновременного совместного перемещения и воздействия на реактивность.

4. Диагностика – функция контроля, целью которой является определение состояния работоспособности (неработоспособности) или исправности (неисправности) диагностируемого объекта.

5. Извлечение средств воздействия на реактивность – такое перемещение или изменение состояния средств воздействия на реактивность, которое приводит к вводу положительной реактивности (введение средств воздействия на реактивность приводит к вводу отрицательной реактивности).

6. Исполнительный механизм СУЗ – устройство, состоящее из привода, рабочих органов и соединительных элементов и предназначенное для изменения реактивности реактора.

7. Канал контроля – совокупность датчиков, линий связи, средств обработки сигналов и (или) представления параметров, предназначенных для  обеспечения контроля в заданном проектом объеме.

8. Комплект  аппаратуры АЗ – аппаратура системы управления и защиты, выполняющая в заданном проектом РУ объеме функции контроля и управления  АЗ.

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

10. Максимальный проектный предел повреждения твэлов – допустимые значения параметров и характеристик твэлов в условиях проектных аварий, превышение которых может приводить к разрушению твэлов.

11. Перегрузка активной зоны (перегрузка) – ядерно-опасные работы на РУ по загрузке, извлечению и перемещению ТВС (твэлов), средств воздействия на реактивность и других элементов, влияющих на реактивность, в целях их ремонта, замены и демонтажа.

12. Повреждение твэла – нарушение хотя бы одного из установленных для твэлов проектных пределов повреждения.

13. Предупредительная защита – функция, выполняемая управляющей системой нормальной эксплуатации блока АС, для предотвращения срабатывания аварийной защиты и (или) нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации.

14. Привод СУЗ – устройство, предназначенное для изменения положения механического рабочего органа СУЗ и его удержания в фиксированном положении.

15. Рабочий орган АЗ – средство воздействия на реактивность, используемое в АЗ.

16. Рабочий орган СУЗ – средство воздействия на реактивность, используемое в СУЗ.

17. Разгерметизация твэла – повреждение твэла с нарушением целостности оболочки твэла типа газовой неплотности или прямого контакта ядерного топлива с теплоносителем.

18. Разрушение твэла – нарушение целостности конструкции твэла, в результате которой твэл утрачивает геометрию, обеспечивающую его проектное охлаждение.

19. Реакторная установка – комплекс систем и элементов АС, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами АС. Границы РУ устанавливаются для каждой АС в проекте.

20. Сигнал АЗ – сигнал, формируемый в комплекте аппаратуры АЗ с целью инициировать срабатывание рабочих органов АЗ и поступающий в средства регистрации, а также на БПУ и РПУ для оповещения персонала.

21. Сигнал ПЗ – сигнал, формируемый и регистрируемый системами контроля и управления для инициирования функций ПЗ и оповещения персонала о возможных нарушениях нормальной эксплуатации.

22. Система остановки реактора –  система, предназначенная для перевода реактора в подкритическое состояние и поддержания его в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность.

23. Система  управления и защиты – совокупность средств технического, программного и информационного обеспечения, предназначенных для обеспечения безопасного протекания цепной ядерной реакции деления. 

Система управления и защиты система, важная для безопасности, совмещающая функции нормальной эксплуатации и безопасности и состоящая из элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.



24. Средства воздействия на реактивность – технические средства, реализуемые в виде твердых, жидких или газообразных поглотителей (замедлителей, отражателей), изменением положения или состояния которых в активной зоне или отражателе обеспечивается изменение реактивности  активной зоны реактора.

25. Тепловыделяющая сборка – машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции.

26. Тепловыделяющий элемент (твэл) – отдельная сборочная единица, содержащая ядерные материалы и предназначенная для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции деления и (или) для накопления нуклидов.

27. Тяжелое повреждение активной зоны реактора – запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть превышен предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.

28. Указатель положения рабочего органа СУЗ – устройство для определения положения рабочего органа СУЗ в активной зоне реактора.

29. Эквивалентная степень окисления оболочки – отнесенная к начальной толщине оболочки суммарная толщина эквивалентного слоя, который прореагировал бы с водяным паром в предположении, что весь местно-поглощенный кислород пошел на образование стехиометрического диоксида циркония ZrO2,. В случае разгерметизации оболочки учитывается окисление как наружной, так и внутренней поверхности оболочки.

 1. НАЗНАЧЕНИЕ И ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

1.1. Настоящие Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций  распространяются на все проектируемые, конструируемые, сооружаемые и эксплуатируемые АС.                   

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

1.3. Настоящие Правила разработаны на основе требований  общих положений обеспечения безопасности АС, а также опыта проектирования, конструирования, сооружения и эксплуатации АС и  конкретизируют требования  общих положений обеспечения безопасности АС  в части обеспечения ядерной безопасности РУ и АС, за исключением требований к хранению и транспортированию ядерного топлива.

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

1.5. Ядерная безопасность РУ и АС обеспечивается системой технических и организационных мер, предусмотренных концепцией глубокоэшелонированной защиты, в том числе за счет:


  • использования и развития свойств внутренней самозащищенности;

  • использования систем безопасности, построенных на основе принципов независимости, разнообразия и резервирования; единичного отказа;

  • использования надежных, проверенных практикой технических решений и обоснованных методик, расчетных анализов и экспериментальных исследований;

  • выполнения требований нормативных документов по безопасности РУ и АС, соблюдения требований проектов РУ и АС;

  • устойчивости технологических процессов;

  • реализации систем обеспечения качества на всех этапах создания и эксплуатации АС;

  • формирования и внедрения культуры безопасности на всех этапах создания и эксплуатации АС.

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

2.1. Общие требования

2.1.1. Проектирование, сооружение и эксплуатация блока АС, а также конструирование и изготовление элементов РУ и АС должны осуществляться с соблюдением требований действующих нормативных документов по безопасности АС.

2.1.2. Сооружению АС должна предшествовать разработка проекта РУ и проекта АС. В проектах РУ и АС  должны быть определены системы, важные для безопасности, их основные характеристики, надежность, срок службы, а также порядок их функционирования, условия эксплуатации, средства контроля и диагностики этих систем.

2.1.3. Изменение состава, конструкции и (или) характеристик РУ и ее систем, важных для безопасности, а также условий эксплуатации АС не может быть выполнено без внесения соответствующих изменений в проекты РУ и АС.

2.1.4. При разработке проекта РУ и (или) при модернизации активной зоны реактора с использованием новых конструкций ТВС, новых композиций ядерного топлива, совершенствовании СУЗ и других систем, важных для безопасности, должны быть выполнены необходимые стендовые и реакторные исследования. В проекте РУ должна быть показана достаточность проведенных исследований для доказательства выполнения критериев безопасности.

2.1.5. Для всех этапов жизненного цикла РУ и АС должны быть разработаны программы обеспечения качества.

2.1.6. В целях поддержания и подтверждения проектных характеристик системы (элементы) РУ и АС, важные для безопасности, должны проходить контроль и испытания в процессе изготовления, монтажа и наладки, а также периодическую проверку в процессе эксплуатации.

Проектами РУ и АС должны быть предусмотрены устройства, методики и периодичность проверок систем, важных для безопасности, на соответствие их проектным характеристикам, включая комплексное опробование (последовательности и времени прохождения сигналов, в том числе срабатывания АЗ, перехода на аварийные   источники питания, обеспечения функций безопасности и т. д.).

Проектами РУ и АС должны быть определены перечни систем и элементов, работоспособность и характеристики которых проверяются на работающем или остановленном реакторе, с указанием состояния РУ и систем РУ и АС, важных для безопасности.         

Устройства и методики проверки систем РУ и АС, важных для безопасности, и их элементов не должны  влиять на безопасность АС.

2.1.7. Основным документом по обоснованию ядерной безопасности РУ является отчет по обоснованию безопасности АС (соответствующие разделы ООБ АС). Для АС, ООБ  которых не разрабатывался, таким документом является действующее техническое обоснование безопасности (ТОБ) или отчет по углубленной оценке безопасности
(ОУОБ). Разработка ООБ АС осуществляется эксплуатирующей организацией при соблюдении соответствия ООБ АС проектам РУ и АС.

2.1.8. В проектах РУ и АС должны быть установлены и представлены в ООБ АС перечень исходных событий проектных аварий и перечень запроектных аварий, классификация проектных и запроектных аварий по частоте возникновения и по тяжести последствий, а также анализ проектных и запроектных аварий и их последствий. В числе запроектных аварий необходимо рассмотреть аварии с тяжелым повреждением активной зоны.

2.1.9. При проектировании РУ следует стремиться к тому, чтобы оцененное на основе вероятностного анализа безопасности значение суммарной частоты тяжелого повреждения активной зоны не превышало 10-5 на реактор в год.

2.1.10. Проекты РУ и АС должны содержать анализ возможных отказов систем (элементов), важных для безопасности, с выделением опасных для РУ и АС отказов и оценкой их последствий на основе вероятностного и детерминистического анализа безопасности.

2.1.11. В проектах РУ и АС должны быть приведены и обоснованы  эксплуатационные пределы и условия, пределы и условия безопасной эксплуатации, а также проектные пределы, установленные для проектных аварий.

2.1.12. В проектах РУ и АС каждой проектной аварии или группе аварий должны быть поставлены в соответствие проектные пределы для проектных аварий, которые не должны превышаться  с учетом действия систем безопасности.

2.1.13. В проектах РУ и АС должно быть  показано, что для проектных аварий с наиболее тяжелыми последствиями не превышается максимальный проектный предел повреждения твэлов.

Для остальных проектных аварий проектные пределы повреждения твэлов должны устанавливаться проектом РУ и иметь значения, меньшие максимального проектного предела повреждения твэлов.

Пределы повреждения твэлов для АС с наиболее распространенными типами РУ приведены в приложении.

Для проектируемых АС с другими типами РУ такие пределы должны быть обоснованы в проектах РУ и АС.

2.1.14. В проектах  РУ и АС должен быть приведен перечень ядерно-опасных работ.

2.1.15. В проектах РУ и АС должны быть представлены перечни методик и программ, применяемых при обосновании безопасности и используемых в системах важных для безопасности. Используемые программы и методики должны быть верифицированы и аттестованы по установленным процедурам.




Поделитесь с Вашими друзьями:
  1   2   3   4


База данных защищена авторским правом ©grazit.ru 2017
обратиться к администрации

    Главная страница