2. Системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности

2. Системы нормальной эксплуатации,

важные для безопасности

2.1. Общие требования

2.1.1. Проектирование, строительство и эксплуатация ЯЭУ, а также конструирование и изготовление элементов ЯЭУ должны осуществляться с соблюдением требований НД.

2.1.2. ЯЭУ и ее системы в части ядерной безопасности должны выполнять следующие функции:

- обеспечивать:

контроль плотности нейтронного потока (мощности) и скорости ее изменения;

контроль технологических параметров при всех возможных изменениях условий нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

управление ЯЭУ на всех режимах работы;

формирование сигналов защиты и управления реактивностью и мощностью ЯЭУ, аварийной и предупредительной сигнализации;

перевод реактора в подкритическое состояние и поддержание его в подкритическом состоянии;

вывод ЯЭУ из действия и управление режимом расхолаживания;

информационное обеспечение оператора для управления проектными и запроектными авариями;

аварийное охлаждение активной зоны;

- предотвращать:

нарушение функции контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора;

достижение критичности при перегрузке активной зоны;

нарушение процесса теплоотвода от твэлов при работе реактора на мощности и остаточных тепловыделений при остановке и расхолаживании;

- ограничивать в комплексе с оборудованием и системами ЯЭУ и судна радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду.

2.1.3. В проекте ЯЭУ должны быть обоснованы и определены программы и методики диагностики систем, важных для безопасности.

2.1.4. Перечень систем (элементов) ЯЭУ, важных для безопасности, работоспособность и характеристики которых в целях подтверждения проектных параметров должны подвергаться контролю и испытаниям в процессе изготовления, монтажа при комплексных швартовных и ходовых испытаниях, а также периодической проверке в период эксплуатации, определяется в проекте ЯЭУ.

Приспособления, устройства, методики проверок СВБ на соответствие проектным характеристикам на работающем или остановленном реакторе должны быть предусмотрены проектом. Устройства и методы проверок не должны приводить к снижению безопасности ЯЭУ.

2.1.5. Конструкция ЯЭУ, включая ее системы, устройства, составные части и элементы, должна быть проанализирована с целью обнаружения их возможных отказов или неправильного функционирования, должны быть выявлены обусловленные ими нарушения пределов и (или) условий безопасной эксплуатации, выделены наиболее опасные отказы. Результаты анализа отказов должны быть отражены в ООБ ЯЭУ.

2.1.6. В проекте ЯЭУ должны быть приведены перечень исходных событий и анализ проектных и запроектных аварий с оценкой их последствий. В числе запроектных аварий необходимо рассмотреть аварию с расплавлением активной зоны.

2.1.7. В проекте ЯЭУ должны быть предусмотрены и в ООБ ЯЭУ показаны перечни расчетных программ, используемых для обоснования безопасности, и указаны области их применения. Программы должны быть аттестованы в установленном порядке.

2.1.8. При модернизации ЯЭУ разработчик проекта ЯЭУ должен выполнить:

- анализ для выявления исходных событий, обусловленных изменениями, внесенными в системы (элементы) ЯЭУ;

- анализ безопасности с определением радиационных последствий аварий, относящихся к новому перечню исходных событий модифицируемой ЯЭУ, и убедиться, что ранее рассмотренные аварии не имеют более тяжелых радиационных последствий.

2.1.9. При проектировании ЯЭУ должны быть обоснованы ресурс и предельные сроки службы систем и элементов, определены критерии их замены.

2.1.10. Вопросы обеспечения качества изготовления элементов ЯЭУ при строительстве, вводе в эксплуатацию, эксплуатации ЯЭУ должны решаться соответствующими предприятиями-изготовителями, судостроительной и эксплуатирующей организациями. Судостроительная и эксплуатирующая организации должны разрабатывать общие программы обеспечения качества соответственно строительства и эксплуатации ЯЭУ, а все их субподрядные организации - частные программы обеспечения качества.

2.1.11. Системы, устройства и элементы ЯЭУ, важные для безопасности, должны подвергаться контролю и испытаниям в процессе изготовления, монтажа и наладки, а при эксплуатации - проверке на соответствие проектно-конструкторским характеристикам. В проекте ЯЭУ должны предусматриваться программы, методики и устройства для этих проверок, указываться их периодичность. СВБ должны быть обеспечены средствами контроля и при необходимости резервироваться.

2.1.12. В проекте ЯЭУ должен быть предусмотрен контроль радиоактивности:

- теплоносителя первого контура;

- радиоактивных выбросов в местах их организованного выхода;

- РАО.

2.1.13. Реакторное помещение и смежные с ним помещения или их части должны быть оборудованы конструктивной защитой, предназначенной для защиты ЯЭУ и СВБ от повреждения при учитываемых в проекте судна аварийных происшествиях.

2.2. Конструкция, характеристики активной зоны реактора и исполнительных механизмов СУЗ

2.2.1. Активная зона и элементы реактора, влияющие на реактивность, должны быть спроектированы таким образом, чтобы любые изменения реактивности за счет органов регулирования и эффектов реактивности в эксплуатационных состояниях и при проектных авариях не вызывали неуправляемого роста энерговыделения в активной зоне, приводящего к повреждению твэлов сверх установленных проектных пределов. В рабочем диапазоне температур активной зоны значения коэффициентов реактивности должны быть отрицательными при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

2.2.2. Характеристики ядерного топлива, активной зоны, расположение твэлов, выгорающего поглотителя, рабочих органов СУЗ и других устройств, влияющих на реактивность, должны исключать возможность достижения критичности при разрушении активной зоны или расплавлении топлива.

2.2.3. Включение (выключение) циркуляционных насосов первого контура и (или) системы аварийного расхолаживания на остановленном реакторе не должно выводить его из подкритического состояния при любом учитываемом в проекте исходном событии.

2.2.4. В проекте РУ должно быть показано и в ООБ ЯЭУ обосновано, что при проектных авариях, связанных с увеличением реактивности, не происходит формоизменение и повреждение твэлов сверх проектных пределов.

2.2.5. В проекте активной зоны должны быть установлены и обоснованы допустимые пределы повреждений твэлов (предельные значения объемной активности теплоносителя первого контура по реперным радионуклидам).

Конструкция активной зоны должна быть такой, чтобы при нормальной эксплуатации, предаварийных ситуациях и проектных авариях не превышались проектные пределы повреждения твэлов с учетом:

- проектного количества режимов и их проектного протекания;

- тепловой, механической и радиационной деформации компонентов активной зоны;

- предельных значений теплотехнических параметров;

- вибрации, термоциклирования, усталости и старения материалов;

- влияния продуктов деления и примесей в теплоносителе на коррозию оболочек твэлов;

- воздействия радиационных и других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов активной зоны и целостность оболочек твэлов.

2.2.6. Характеристики активной зоны и средств воздействия на реактивность должны быть такими, чтобы при введении этих средств в активную зону в любой комбинации их расположения исключалось увеличение реактивности на любом участке их движения.

2.2.7. Конструкция ТВС и реактора должна исключать при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, предаварийных ситуациях и проектных авариях непредусмотренные перемещения, деформации элементов активной зоны, изменение геометрии твэлов и других элементов ТВС, ухудшение условий теплоотвода, приводящих к повреждению твэлов сверх проектных пределов или препятствующих нормальному функционированию органов СУЗ.

2.2.8. Активная зона, элементы реактора и исполнительные механизмы СУЗ должны быть спроектированы таким образом, чтобы исключалось заклинивание (невозможность перемещения в любом направлении от электродвигателя и ручного привода), выброс рабочих органов или их самопроизвольное расцепление с элементами исполнительных механизмов СУЗ.

2.2.9. В проекте РУ должна быть предусмотрена и в ООБ ЯЭУ обоснована возможность выгрузки активной зоны и ее компонентов после проектной аварии.

2.2.10. Конструкция ТВС должна иметь отличительные знаки, характеризующие содержание топлива и поглотителя.

2.2.11. Твэлы и пэлы с различным содержанием соответственно топлива и поглотителя должны иметь отличительные знаки.

2.3. Первый контур реакторной установки

2.3.1. В проекте РУ должны быть определены границы первого контура.

2.3.2. В проекте РУ должно быть показано, что элементы и системы первого контура, включая корпус реактора, надежно работают в течение проектного срока службы с учетом коррозионно-химических, нейтронно-физических, радиационных, тепловых, силовых и других воздействий, возможных при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и проектные аварии. Количество и характер воздействий, учитываемых при определении проектного срока службы, должны быть приведены в проекте РУ и обоснованы в ООБ ЯЭУ.

2.3.3. Теплообменное оборудование, служащее для передачи тепла от первого контура реактора, должно иметь запас теплообменной поверхности для компенсации ухудшения ее теплопередающих характеристик в процессе эксплуатации.

2.3.4. Компоновка оборудования и геометрия первого контура должны обеспечивать условия развития естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре, гарантирующей отвод остаточного тепловыделения активной зоны без превышения эксплуатационных пределов повреждения твэлов, при срабатывании АЗ на любом уровне мощности реактора.

2.3.5. Проектом РУ должны быть предусмотрены средства для защиты от недопустимого повышения давления в первом контуре при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и проектные аварии (применение предохранительных клапанов, соединяющих объем первого контура с атмосферой, не допускается), средства обнаружения местонахождения и оценки величины течи теплоносителя первого контура.

2.3.6. Проектом РУ должны быть предусмотрены технические средства для компенсации течи теплоносителя. Максимальная течь должна быть обоснована в проекте РУ.

2.3.7. Проектом РУ должна быть предусмотрена установка ограничителей течи на трубопроводах первого контура, отходящих от основного контура циркуляции. Отсутствие ограничителей течи должно быть обосновано в проекте.

2.3.8. Проектом РУ должны быть предусмотрены технические меры по защите первого контура от непреднамеренного дренирования теплоносителя.

Должны быть исключены какие-либо вводы в корпус реактора, расположенные ниже верхней границы активной зоны. Допустимость намеренного частичного дренирования воды первого контура РУ при проведении ремонтных работ и перегрузке активной зоны должна быть обоснована в проекте.

2.3.9. В проекте РУ должны быть приведены показатели качества и химического состава теплоносителя, а также требования к средствам их поддержания во время эксплуатации, в том числе к средствам очистки теплоносителя от радиоактивных продуктов деления и коррозии.

2.3.10. Проектом РУ должны быть предусмотрены меры по обнаружению и отводу водорода из систем и устройств, предотвращающие образование гремучей смеси.

2.4. Управление ядерной энергетической установкой

2.4.1. Общие требования

2.4.1.1. В состав ЯЭУ должна входить система управления ЯЭУ, состоящая из УСНЭ и УСБ.

2.4.1.2. Система управления ЯЭУ должна обеспечивать контроль технического состояния и безопасное управление технологическим оборудованием РУ на всех режимах эксплуатации.

2.4.1.3. УСНЭ должны обеспечивать управление технологическими процессами на всех режимах работы ЯЭУ с установленными в проекте показателями качества, надежности и метрологическими характеристиками.

2.4.1.4. УСБ должны автоматически выполнять свои функции при возникновении условий, предусмотренных проектом РУ.

2.4.1.5. Состав, структура, характеристики и порядок работы СУЗ должны быть обоснованы в проекте ЯЭУ.

2.4.1.6. Управление реактором и его основными системами должно проводиться с ЦПУ, оборудованного телефонной и громкоговорящей связью с реакторным отсеком (помещением) и при необходимости с другими отсеками (помещениями). Наблюдение за реакторным помещением должно быть обеспечено с помощью телевизионной установки из помещения поста управления и визуально с поста управления ремонтом.

2.4.1.7. На случай невозможности управления с ЦПУ должен быть предусмотрен ПАР, на который по независимым линиям (кабелям) как минимум выведены:

- кнопка АЗ;

- сигнализация нижних положений рабочих органов СУЗ;

- не менее двух приборов контроля за состоянием РУ;

- управление системами аварийного расхолаживания реактора.

2.4.1.8. Должна быть исключена возможность выведения из строя цепей управления и контроля ЯЭУ основного ЦПУ и резервного ПАР по общей причине при учитываемых в проекте ЯЭУ исходных событиях, а также исключена техническими средствами возможность одновременного управления с основного и резервного постов управления.

2.4.1.9. Проект КСУ ТС должен содержать анализ реакций систем управления на внешние и внутренние воздействия (пожары, затопления, электромагнитные наводки и др.), на возможные неисправности (короткие замыкания, потеря качества изоляции, падение и наводки напряжения, ложные срабатывания, заклинивание рабочих органов, потеря управления и т.д.), доказывающий отсутствие опасных для РУ реакций.

В случае выявления в процессе эксплуатации опасных для РУ реакций реактор должен быть переведен в подкритическое состояние, приняты меры по их исключению и установленным порядком выполнено соответствующее изменение проекта РУ.

2.4.1.10. В проекте РУ должна быть представлена и обоснована методика определения фактической мощности реактора, указаны допустимая и действительная погрешности ее определения, регламентированы требования к классу точности приборов измерения мощности. Должна быть представлена методика установления соответствия нейтронной и тепловой мощности.

2.4.1.11. Техническими средствами должна быть исключена возможность:

- одновременного извлечения рабочих органов СУЗ в количестве, превышающем проектное;

- несанкционированного подъема рабочих органов СУЗ при регламентных проверках на величину, определяемую проектом РУ.

2.4.1.12. В проекте ЯЭУ должны быть приведены следующие перечни по оборудованию ЯЭУ и СВБ:

- контролируемых параметров;

- дистанционно управляемой арматуры и автоматизированных механизмов;

- алгоритмов управления.

2.4.1.13. В проекте ЯЭУ должны быть обоснованы и в ООБ ЯЭУ представлены перечни блокировок и защит оборудования ЯЭУ, а также технические требования к условиям их срабатывания.

2.4.1.14. В системах управления ЯЭУ и системах безопасности ЯЭУ должны быть предусмотрены устройства, формирующие следующие сигналы:

- аварийного оповещения (звуковой сигнал тревоги) - в случаях, предусмотренных проектом РУ;

- аварийные (световые и звуковые) - при достижении параметрами уставок и условий срабатывания АЗ;

- предупредительные (световые и звуковые) - при нарушении пределов и условий нормальной эксплуатации ЯЭУ;

- указательные - о положении рабочих органов СУЗ, наличии напряжения в цепях электропитания, состоянии оборудования и приборов и т.п.

Объем и характер сигнализации определяются проектом ЯЭУ.

2.4.1.15. Для регулируемых и контролируемых параметров в проекте ЯЭУ должны быть обоснованы и в ООБ ЯЭУ представлены диапазоны и скорости их изменения при нормальной эксплуатации, предаварийных ситуациях и проектных авариях.

2.4.1.16. Рабочие органы СУЗ перед пуском реактора должны быть приведены в состояние, определяемое проектом РУ.

2.4.1.17. Все приводы рабочих органов СУЗ должны иметь указатели промежуточных положений, сигнализаторы конечных положений и концевые выключатели, срабатывающие по возможности непосредственно от рабочих органов. Для рабочих органов АЗ указатели промежуточного положения необязательны.

2.4.1.18. В проекте РУ должны быть обоснованы и в ООБ ЯЭУ представлены условия безопасных испытаний, замены и вывода в ремонт рабочих органов СУЗ, исполнительных механизмов СУЗ и других средств воздействия на реактивность.

2.4.1.19. Система контроля и управления должна обеспечивать автоматическую и (или) автоматизированную диагностику состояния и режимов эксплуатации, в том числе собственно технических и программных средств системы контроля и управления. Отказы технических и программных средств и повреждения управляющих систем должны приводить к появлению сигналов на ЦПУ и ПАР и вызывать действия, направленные на обеспечение безопасности ЯЭУ.

2.4.1.20. В системе контроля должны быть предусмотрены автономные средства записи и хранения информации ("черный ящик"), необходимой для расследования причин аварий (идентификации исходных событий аварий, фактических параметров и алгоритмов работы систем РУ, важных для безопасности, отклонений от проектных алгоритмов действий оперативного персонала, состояния технических средств, параметров радиационной обстановки, переговоров персонала). Указанные средства должны быть защищены от несанкционированного доступа и сохранять работоспособность в условиях проектных и запроектных аварий. Объем регистрируемой и сохраняемой информации обосновывается в проекте РУ.

2.4.2. Управляющие системы нормальной эксплуатации

2.4.2.1. Структурно УСНЭ включают систему контроля и управления ЯЭУ, обеспечивающую управление технологическим оборудованием, и часть СУЗ, обеспечивающую управление реактивностью на всех режимах нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации.

2.4.2.2. УСНЭ должны проходить метрологическую экспертизу и аттестацию. В проекте РУ должны быть обоснованы и определены методика и порядок проведения тарировки каналов контроля, ее периодичность в процессе эксплуатации ЯЭУ.

2.4.2.3. В УСНЭ ЯЭУ может быть предусмотрена система информационной поддержки оператора.

2.4.2.4. Должны предусматриваться организационные меры и (или) технические средства, исключающие несанкционированный доступ к УСНЭ ЯЭУ.

- двумя независимыми каналами контроля плотности нейтронного потока с показывающими приборами;

- двумя независимыми каналами контроля скорости изменения плотности нейтронного потока (периода удвоения мощности) с показывающими приборами.

2.4.2.8. В проекте РУ должно быть предусмотрено записывающее устройство для регистрации реактивности во время проведения нейтронно-физических измерений.

2.4.2.9. В случае разбиения диапазона контроля плотности нейтронного потока на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одного порядка в единицах измерения плотности нейтронного потока и автоматическое переключение поддиапазонов.

2.4.2.10. Допустимость объединения измерительных частей каналов контроля уровня плотности нейтронного потока с измерительными частями каналов контроля скорости изменения плотности нейтронного потока должна быть обоснована в проекте РУ и ООБ ЯЭУ.

2.4.2.11. Если каналы контроля плотности нейтронного потока, указанные в п. 2.4.2.5 настоящих Правил, не обеспечивают контроль плотности нейтронного потока при первой загрузке активной зоны, то реактор должен быть оборудован дополнительной системой контроля уровня плотности нейтронного потока. Эта система может быть съемной, устанавливаемой на периоды загрузки и перегрузки активной зоны, и должна включать не менее двух независимых каналов контроля плотности нейтронного потока с показывающими и записывающими приборами.

2.4.2.12. Для контроля изменения реактивности должен быть предусмотрен реактиметр. Методика и погрешность определения реактивности с помощью реактиметра (количество и размещение датчиков, алгоритмы и константы для расчета, погрешности и диапазоны контроля) должны быть обоснованы в проекте РУ и ООБ ЯЭУ.

2.4.2.13. Одна из систем остановки реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях должна обеспечивать:

- эффективность, достаточную для перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержания подкритического состояния с учетом возможного высвобождения реактивности;

- быстродействие, достаточное для перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние без нарушения проектных пределов повреждения твэлов, установленных для проектных аварий.

2.4.2.14. Если регулирование мощности производится автоматическим регулятором мощности, то должен быть определен диапазон мощности, в пределах которого осуществляется регулирование. Увеличение мощности реактора с периодом менее 15 с должно автоматически исключаться.