ope_as (524164), страница 27

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 27)

15.2.40. После проведения ремонта оборудования и систем РУ, важных для безопасности, должна быть проведена проверка характеристик данных систем на соответствие проектным характеристикам.

15.2.41. Периодическое, в соответствии с требованиями органов Госатмнадзора России, опробывание предохранительных клапанов компенсатора давления, парогенераторов и барабан-сепараторов должно проводиться в соответствии с требованиями технологических регламентов по эксплуатации энергоблоков АС.

15.2.42. Концентрация водорода в баке биологической защиты (кольцевом баке) и барботере не должна превышать предельного значения (3 %). Контроль за концентрацией водорода в кольцевом баке должен проводиться не реже чем 1 раз в смену, а в барботере при эксплуатации реактора  непрерывно.

15.2.43. При эксплуатации ядерного реактора с борной системой регулирования должен постоянно поддерживаться необходимый аварийный запас раствора борной кислоты. Специальные емкости системы должны находиться в состоянии готовности для приема теплоносителя первого контура.

Не менее 2 насосов подачи раствора бора в каждой группе при эксплуатации реактора должны быть исправными и в состоянии готовности к работе; должны действовать все блокировки системы аварийного охлаждения активной зоны реактора и спринклерной системы.

15.2.44. При эксплуатации АС все резервные агрегаты и системы должны находиться в состоянии готовности к работе и, если это предусмотрено проектом, — к автоматическому включению. Порядок и условия вывода оборудования и систем из резерва должны определяться инструкциями.

15.2.45. Переход с работающего на резервное оборудование должен осуществляться периодически по графику, утвержденному главным инженером атомной станции. Перед переходом с работающего на резервное оборудование, как правило, должны проверяться все защиты и блокировки резервного оборудования.

Проверки защит и блокировок оборудования, которые не могут быть проведены при работающем блоке, должны предусматриваться графиками в период останова блока. Как правило, проверка защит и блокировок должна осуществляться выдачей импульса на их срабатывание с полной работой всей цепи, в том числе включения оборудования, открытия арматуры и т.д.

15.3. Ядерная безопасность

15.3.1. Устройство, эксплуатация и ремонт оборудования реакторной установки должны соответствовать требованиям “Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций”.

15.3.2. Административное руководство АС несет ответственность за обеспечение ядерной безопасности, организацию и проведение работ по обеспечению безопасного технического состояния РУ и АС и подготовленность персонала. Должностные лица и персонал АС несут ответственность за ядерную безопасность в пределах, установленных должностными инструкциями.

15.3.3. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию, является технологический регламент, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации станции, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью АС, а также пределы и условия безопасной эксплуатации.

15.3.4. Для поддержания способности систем, важных для безопасности, удовлетворять проектным требованиям, должны проводиться их регулярное техническое обслуживание, ремонт и испытания.

Административное руководство АС на основе проектных материалов, с учетом требований технологического регламента, организует разработку для систем, важных для безопасности:

— инструкций по проведению проверок и испытаний;

— графиков проведения техобслуживания, планово-предупредительных и капитальных ремонтов систем и элементов;

— графиков проведения испытаний и проверок функционирования систем безопасности.

15.3.5. Технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности атомной станции должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, соответствующими исследованиями, опытом эксплуатации прототипов и соответствовать принятым для атомной энергетики нормам и правилам.

15.3.6. Все ядерные реакторы АС должны иметь паспорта, оформляемые в Госатомнадзоре России.

Состояние ядерной безопасности на АС должно проверяться комиссионно не реже 1 раза в год.

15.3.7. Все случаи нарушения ядерной безопасности АС должны расследоваться в соответствии с “Положением о порядке расследования и учета нарушений в работе АС” и должны быть приняты меры, направленные на предотвращение повторения подобных случаев.

15.3.8. При эксплуатации АС система управления и защиты реактора должна обеспечивать:

— пуск и перевод активной зоны реактора в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации;

— автоматическое поддержание заданного уровня мощности (интенсивности цепной реакции);

— контроль нейтронного потока во всем диапазоне изменения плотности нейтронного потока в активной зоне от 10-7 до 120 % номинального уровня, осуществляемый как минимум: тремя независимыми между собой каналами измерения уровня плотности нейтронного потока с показывающими приборами (по крайней мере два из трех каналов контроля должны быть оснащены записывающими устройствами);

— контроль за изменением реактивности;

— измерение нейтронной мощности (нейтронного потока) на любом уровне мощности тремя независимыми каналами с показывающими (самопишущими) приборами;

— аварийную защиту реактора на всех уровнях мощности независимо от наличия и состояния источников энергопитания;

— надежное поддерживание реактора в подкритическом состоянии и средства контроля подкритичности активной зоны;

— перекрытие не менее чем на один порядок изменений измеряемой величины при последовательном переходе с одной группы измерительных каналов на другую;

— автоматическое снижение мощности РУ, предусмотренное проектом, при изменении технологических параметров или отключении действующего оборудования.

При наличии на РУ нескольких родов аварийной защиты за аварийную защиту первого рода принимается самая быстродействующая, обеспечивающая автоматический останов реактора при возникновении аварии.

15.3.9. Электрическая схема управления движением органов СУЗ должна обеспечивать автоматический ввод поглотителей в ядерный реактор после срабатывания АЗ. Должно быть исключено введение положительной реактивности средствами воздействия на реактивность, предусмотренными техническим проектом РУ, если рабочие органы аварийной защиты не приведены в рабочее положение.

15.3.10. Должна быть обеспечена скорость введения положительной реактивности исполнительными органами СУЗ не более 0,07 Вэф/с. Если исполнительные органы имеют эффективность более 0,7 Вэф, то введение положительной реактивности должно быть шаговым с весом шага не более 0,3 Вэф.

15.3.11. Подкритичность активной зоны ректора в любой момент компании после взвода рабочих органов АЗ в рабочее положение с введенными в активную зону остальными органами СУЗ должна быть не менее 0,01 в состоянии активной зоны с максимальным коэффициентом размножения.

15.3.12. Количество, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов АЗ должны обеспечивать при любых аварийных ситуациях, включая выход из строя одного наиболее эффективного органа:

— скорость снижения мощности ядерного реактора, достаточную для предотвращения повреждения оболочек ТВЭЛ;

— приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реактивности в течение времени, достаточного для ведения других, более медленных органов СУЗ;

— предотвращение образование локальных критических масс.

5.3.13. Вывод ядерного реактора в критическое состояние и на мощность разрешается при выполнении следующих условий:

— исполнительные органы АЗ должны находиться во взведенном состоянии;

— органы автоматического регулирования (для канальных реакторов) должны находиться в промежуточном положении;

— должен осуществляться контроль нейтронного потока и периода разгона реактора;

— аварийная защита реактора должна соответствовать требованиям п.п. 15.3.8 и 15.3.12;

— в систему управления и защиты должны быть включены все исполнительные органы СУЗ;

— система аварийного электроснабжения должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к работе, должен иметься установленный инструкцией запас дизельного топлива;

— система аварийного ввода жидкого поглотителя должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к действию, должны быть созданы установленный запас и концентрация жидкого поглотителя;

— система сигнализации и блокировок должна быть опробована и находиться в рабочем состоянии;

— должны быть исправными и находиться в состоянии готовности к действию системы аварийного расхолаживания и системы локализации аварий.

15.3.14. Операции по достижению критического состояния должны выполняться только по командам начальника смены АС или энергоблока.

15.3.15. Контроль за остановленным реактором, когда ядерное топливо находится в активной зоне, должен осуществляться постоянно, в течение всей стоянки, и в том числе при загрузке и перегрузке топлива.

Обязательному контролю подлежат:

— нейтронный поток;

— скорость нарастания нейтронного потока (или реактивность);

— концентрация поглотителя в теплоносителе (если предусмотрена проектом жидкостная система регулирования).

15.3.16. В случае возникновения на РУ аварийной ситуации должны быть выявлены и устранены причины ее возникновения и приняты меры для восстановления нормальной эксплуатации РУ. В случае невозможности восстановления нормальной эксплуатации РУ должна быть остановлена. Эксплуатация РУ может быть продолжена только после выяснения и устранения причины возникновения аварийной ситуации по письменному распоряжению главного инженера АС. Оператор (ВИУР) РУ имеет право и обязан самостоятельно остановить реактор в случаях, предусмотренных технологическим регламентом и/или если дальнейшая работа угрожает безопасности энергоблока (АС).

15.3.17. Все работы со свежим или отработанным топливом должны проводиться с соблюдением правил ядерной безопасности по утвержденному плану и инструкциям.

Порядок проведения перегрузки топлива должен определяться программой, рабочим графиком, картограммами перегрузки, составленными с учетом требования обеспечения ядерной безопасности.

15.3.18. В реакторах, где перегрузка осуществляется с расцеплением рабочих органов СУЗ, она должна проводиться при введенных в активную зону рабочих органах СУЗ и других средствах воздействия на реактивность, причем минимальная подкритичность реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02. Если при этом реактивность компенсируется раствором жидкого поглотителя, его концентрация должна быть доведена до такого значения, при котором (с учетом возможных ошибок) обеспечивается подкритичность реактора не менее 0,02 (без учета введенных рабочих органов СУЗ). В этом случае техническими и организационными мерами должна быть исключена возможность подачи чистого конденсата в реактор и первый контур.

Перегрузка топлива на остановленном реакторе канального типа должна проводиться при взведенных рабочих органах АЗ, причем минимальная подкритичность реактора с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02. В РУ, на которых перегрузка проводится при работе реактора на мощности, она осуществляется при обоснованных в проекте допустимых эксплуатационных режимах работы и наличии средств, эффективность которых достаточна для подавления избыточной реактивности, ввод которой возможен из-за ошибок загрузки или непредусмотренных эффектов реактивности.

15.3.19. Ядерно-опасные работы должны проводиться по специальному техническому решению или программе утверждаемых главным инженером АС, как правило, на остановленном реакторе с подкритичностью не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

Техническое решение (программа) должно содержать:

— цель проведения ядерно-опасных работ;

— перечень ядерно-опасных работ;

— технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности;

— критерии и контроль правильности завершения ядерно-опасных работ;

— указание о назначении ответственного за проведение ядерно-опасных работ.

15.3.20. Для проектных аварий, включая ядерную аварию, действия персонала должны определяться “Инструкцией по ликвидации аварий на АС”, разрабатываемой административным руководством АС на основе ТОБ АС. В инструкции должны быть рассмотрены проектные аварии и разработаны меры по ликвидации последствий аварий. Инструкция должна быть согласована Научным руководителем, Генеральным конструктором РУ и Генераральным проектировщиком АС.

Для управления запроектными авариями в соответствии с проектными материалами должно быть разработано специальное руководство, которое должно быть согласовано с Научным руководителем, Главным конструктором РУ и Генеральным проектантом АС.

15.3.21. В инструкциях по эксплуатации систем и оборудования АС, регламентирующих эксплуатацию реакторов и процедуры обращения с ЯТ, должны быть отражены требования по обеспечению ядерной безопасности.

15.4. Сбор, хранение, транспортировка и захоранение радиоактивных отходов, дезактивация

15.4.1. Сбор, хранение, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов должны осуществляться в соответствии с действующими правилами и инструкциями.

15.4.2. Жидкие радиоактивные отходы по величине объемной активности подразделяются в соответствии с “Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных станций” на низко-, средне- и высокоактивные.

15.4.3. Радиоактивные воды от технологических систем АС после дезактивации и контроля их активности должны использоваться в оборотном водоснабжении АС, а дебалансные воды могут быть сброшены в открытые водоемы или хозяйственно-фекальную канализацию промплощадки, если содержание в них радионуклидов не превышает ДКб в смеси и валовый сброс не превышает ДС. Условия сброса очищенных вод должны удовлетворять требованиям “Правил охраны поверхностных вод”.

Неконтролируемый выпуск воды из спецканализации в водоемы, на поверхность земли, а также в систему хозяйственно-фекальной и производственной ливневой канализации запрещается.

Характеристики

Список файлов стандарта