Последнее обновление: 23.05.2025
Законодательная база Российской Федерации
8 (800) 350-23-61
Бесплатная горячая линия юридической помощи

- Главная
- ПОСТАНОВЛЕНИЕ Ростехнадзора от 31.12.2004 N 11 "ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ"

4. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ И ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА
4.1. Общие требования
4.1.1. В соответствии с установленным в эксплуатирующей организации порядком должны быть определены права и обязанности должностных лиц и структурных подразделений эксплуатирующей организации в обеспечении ядерной безопасности ИР, права и обязанности персонала в обеспечении ядерной безопасности ИР.
4.1.2. К проведению физического и энергетического пусков и дальнейшей эксплуатации ИР, наряду с персоналом ИР, могут привлекаться работники других подразделений и организаций. Эксплуатирующей организации следует обеспечить выпуск организационно-распорядительных документов, определяющих порядок допуска к работе, права и обязанности привлекаемых работников.
4.1.3. Эксплуатирующей организацией должен быть утвержден перечень положений и инструкций, действующих на ИР, обеспечены разработка и наличие на ИР необходимой документации, включая графики проведения планово-предупредительных и ремонтных работ для систем, важных для безопасности, и графики проведения испытаний и проверок работоспособности систем безопасности ИР. Рекомендации по содержанию указанного перечня в части, касающейся обеспечения ядерной безопасности, приведены в приложении 1.
4.1.4. Эксплуатирующая организация должна обеспечить своевременное ознакомление персонала со всеми изменениями, вносимыми в документацию ИР, в том числе с изменениями, внесенными по результатам физического и энергетического пусков в технологический регламент эксплуатации ИР и в другую эксплуатационную документацию.
4.1.5. Эксплуатация ИР должна проводиться согласно технологическому регламенту и руководству по эксплуатации ИР, а также с учетом требований инструкций по эксплуатации систем и элементов ИР, включая экспериментальные устройства, инструкции по обеспечению ядерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании свежего и отработавшего ядерного топлива на ИР.
Указанные документы должны корректироваться с учетом полученного опыта эксплуатации ИР, введения в действие новых нормативных документов, внесения изменений в технологические системы и оборудование ИР и пересматриваться не реже одного раза в пять лет.
4.1.6. Руководитель ИР должен обеспечить разработку для систем, важных для безопасности, графиков проведения планово-предупредительных и ремонтных работ и графиков проведения испытаний и проверок работоспособности систем безопасности.
Вышеуказанные работы должны выполняться при приоритетном обеспечении ядерной безопасности ИР.
4.1.7. Достаточность используемых на ИР организационно-технических мероприятий по обеспечению ядерной безопасности должна быть обоснована в отчете по обоснованию безопасности ИР (далее - ООБ ИР).
4.2. Ввод в эксплуатацию исследовательского реактора
4.2.1. Физический пуск
4.2.1.1. После комиссионной приемки помещений, систем и оборудования ИР в эксплуатацию в объеме, необходимом для физического пуска ИР, готовность ИР к проведению физического пуска должна быть проверена комиссией по ядерной безопасности, назначенной приказом эксплуатирующей организации.
4.2.1.2. Комиссия по ядерной безопасности проверяет:
1) выполнение требований общей и частных программ обеспечения качества при сооружении ИР и проведении пусконаладочных работ;
2) выполнение установленных организационно-технических мероприятий по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИР;
3) готовность персонала к началу работ по программе физического пуска ИР;
4) наличие программно-методической, организационно-распорядительной и эксплуатационной документации в объеме, необходимом для физического пуска ИР.
4.2.1.3. После устранения недостатков, отмеченных комиссией по ядерной безопасности, эксплуатирующая организация должна издать приказ о проведении физического пуска ИР.
4.2.1.4. Физический пуск ИР должен проводиться в соответствии с программой физического пуска ИР, согласованной с разработчиками проекта ИР и утвержденной эксплуатирующей организацией.
4.2.1.5. В программе физического пуска ИР должны быть определены порядок загрузки активной зоны ядерным топливом и порядок достижения критического состояния реактора, должны быть приведены перечень, методики и последовательность проведения планируемых экспериментов.
4.2.1.6. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИР должна предусматривать меры по обеспечению ядерной безопасности, содержать краткое описание СУЗ (включая нештатную пусковую аппаратуру, если она используется), расчетные значения критических загрузок и эффективностей РО СУЗ, оценку влияния на реактивность экспериментальных устройств и теплоносителя.
Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИР утверждается руководителем эксплуатирующей организации.
4.2.1.7. По результатам физического пуска оформляется отчет, где должны быть приведены результаты физического пуска и рекомендации по корректировке проекта и эксплуатационной документации ИР.
4.2.2. Энергетический пуск
4.2.2.1. После комиссионной приемки в эксплуатацию всех предусмотренных проектом зданий, сооружений и оборудования ИР приказом эксплуатирующей организации должно быть оформлено решение о проведении энергетического пуска ИР.
4.2.2.2. Энергетический пуск ИР должен проводиться в соответствии с программой энергетического пуска, откорректированной при необходимости по результатам физического пуска, согласованной с разработчиками проекта ИР и утвержденной эксплуатирующей организацией.
4.2.2.3. В программе энергетического пуска ИР должны быть определены основные этапы работ, исходное состояние реактора и систем, важных для безопасности, перед началом каждого этапа работ, их аппаратурно-методическое обеспечение, а также меры по обеспечению ядерной безопасности.
4.2.2.4. Результаты энергетического пуска оформляются отчетом, где должны быть приведены рекомендации по эксплуатации ИР, корректировке проекта, эксплуатационной документации и ООБ ИР, а также приведены основные параметры и нейтронно-физические характеристики реактора, рекомендуемые для включения в паспорт ИР.
4.2.2.5. Паспорт ИР должен оформляться на основании проекта и отчета по результатам энергетического пуска ИР и отражать установленные проектом основные параметры реактора, состав и характеристики систем безопасности, а также экспериментально подтвержденные численные значения эксплуатационных пределов, обеспечивающих безопасность ИР. Рекомендуемая форма паспорта ИР приведена в приложении 2.
4.2.2.6. По результатам энергетического пуска ИР эксплуатирующая организация должна издать приказ о вводе в эксплуатацию ИР.
4.3. Эксплуатация исследовательского реактора
4.3.1. Режим работы на мощности
4.3.1.1. В режиме работы ИР на мощности необходимо руководствоваться требованиями, установленными технологическим регламентом эксплуатации ИР.
4.3.1.2. Экспериментальные исследования должны проводиться на основании программы экспериментальных исследований на ИР, утвержденной в порядке, установленном в эксплуатирующей организации.
4.3.1.3. В программе экспериментальных исследований на ИР должны быть приведены исходное состояние остановленного реактора и технологических систем ИР, порядок достижения критического состояния реактора, требуемый уровень мощности и длительность работы реактора на этой мощности, а также меры по обеспечению ядерной безопасности, учитывающие специфику предстоящих экспериментальных исследований на реакторе.
4.3.1.4. На любой момент кампании ИР должны быть известны картограмма загрузки активной зоны, запас реактивности ИР и эффективность РО СУЗ.
4.3.1.5. Загрузка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов на работающем на мощности реакторе допускается при условии предварительного экспериментального подтверждения того, что вводимая положительная реактивность при загрузке (выгрузке) не превышает 0,3 бета_эфф.
4.3.1.6. Если при эксплуатации ИР в режиме работы на мощности не будут выполнены в полном объеме требования, установленные технологическим регламентом эксплуатации ИР, или будут нарушены условия безопасной эксплуатации, то ИР должен быть переведен в режим временного останова. Последующая эксплуатация ИР в режиме работы на мощности возможна только после устранения нарушений, вызвавших перевод ИР в режим временного останова, и по письменному разрешению руководителя эксплуатирующей организации.
4.3.1.7. При аварии на ИР персонал смены должен руководствоваться планом мероприятий (инструкцией) по защите работников (персонала) в случае аварии на ИР, определяющим действия работников (персонала) при возникновении аварии на ИР, где одним из первоочередных действий должно предусматриваться приведение реактора в подкритическое состояние любым из возможных дистанционных способов (если это не произошло автоматически).
4.3.1.8. В случае аварии на ИР запрещается вскрывать аппаратуру СУЗ и менять уставки АЗ до получения соответствующего распоряжения руководства эксплуатирующей организации.
4.3.2. Режим временного останова
4.3.2.1. При эксплуатации ИР в режиме временного останова должно обеспечиваться не менее 2% подкритичности (К_эфф <= 0,98)
реактора, вне зависимости от положения РО АЗ.
4.3.2.2. Все работы в реакторном помещении после перевода ИР в режим временного останова, включая работы по техническому обслуживанию, плановому ремонту, испытаниям и проверке работоспособности систем, важных для безопасности, и оснащению ИР новыми экспериментальными устройствами, должны выполняться сменным и (или) ремонтным персоналом и согласно программе на смену, оформленной в оперативном журнале смены, и в соответствии с утвержденными инструкциями, программами и графиками.
4.3.2.3. После завершения работ по техническому обслуживанию, ремонту или замене элементов систем, важных для безопасности, должна проводиться проверка работоспособности систем и их соответствие проектным характеристикам.
4.3.2.4. Ядерно опасные работы на реакторе, включая работы по перегрузке ядерного топлива, должны проводиться по специальным техническим решениям или программам, утвержденным в установленном в эксплуатирующей организации порядке.
Техническое решение (программа) должно содержать:
1) цель проведения и перечень планируемых ядерно опасных работ, последовательность и технологию их проведения;
2) организационно-технические меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении ядерно опасных работ;
3) расчетные или экспериментальные оценки влияния планируемых работ на реактивность реактора.
4.3.2.5. Технология выполнения постоянно повторяющихся на ИР ядерно опасных работ, когда известно экспериментально определенное изменение реактивности при проведении этих работ, может быть внесена в эксплуатационную документацию ИР.
4.3.2.6. При проведении на реакторе ядерно опасных работ должен обеспечиваться контроль уровня мощности и скорости увеличения мощности, при этом РО АЗ должны быть взведены и на приборах АЗ должны быть выставлены минимальные уставки по плотности потока нейтронов и скорости изменения плотности потока нейтронов.
4.3.2.7. Ситуации, когда ядерно опасные работы проводятся без взвода РО АЗ, должны быть определены в эксплуатационной документации ИР, при этом в обязательном порядке должен быть обеспечен контроль за состоянием реактора по каналам управляющих систем нормальной эксплуатации и по каналам управляющей системы безопасности.
4.3.3. Режим длительного останова
4.3.3.1. До принятия решения о переводе ИР в режим длительного останова эксплуатирующая организация должна разработать мероприятия, проведение которых обеспечивает безопасность ИР в этом режиме и предотвращает преждевременную потерю работоспособности элементов систем, важных для безопасности, в том числе коррозию оболочек тепловыделяющих элементов и корпусов тепловыделяющих сборок, находящихся в реакторе или в хранилищах.
4.3.3.2. До начала эксплуатации ИР в режиме длительного останова должно быть обеспечено не менее чем 5% подкритичности (К_эфф <= 0,95) реактора и исключена возможность подачи электропитания на исполнительные механизмы РО СУЗ и систем останова, экспериментальных и загрузочных устройств.
4.3.3.3. Режим длительного останова ИР должен вводиться приказом эксплуатирующей организации.
4.3.3.4. Объем и периодичность контроля состояния ИР, находящегося в режиме длительного останова, должны быть определены в руководстве по эксплуатации ИР.
4.3.3.5. Порядок подготовки ИР, находящегося в режиме длительного останова, к эксплуатации в режиме работы на мощности должен быть определен специальной программой.
4.3.4. Режим окончательного останова
4.3.4.1. В режиме окончательного останова ИР эксплуатирующая организация должна выполнить организационно-технические мероприятия по подготовке ИР к выводу из эксплуатации, включая выгрузку ядерного топлива из активной зоны и вывоз ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки ИР.
4.3.4.2. До утверждения руководителем эксплуатирующей организации акта о выполнении работ по вывозу ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки ИР сокращение объема технического обслуживания и численности персонала ИР не допускается.
4.4. Обращение с ядерными материалами
4.4.1. Ядерные материалы ИР должны храниться в помещениях, предусмотренных в проекте ИР и удовлетворяющих требованиям, установленным в нормативных документах.
4.4.2. Все работы с ядерными материалами должны проводиться в присутствии не менее чем двух работников.
4.4.3. При хранении ядерных материалов во временных и постоянных хранилищах должно быть обеспечено фиксированное размещение тепловыделяющих элементов, тепловыделяющих сборок, контейнеров с ядерными материалами, исключающее возможность их непреднамеренного перемещения и обеспечивающее К_эфф <= 0,95 при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации (в том числе и при затоплении хранилища водой).
4.4.4. Проектом ИР должно быть обеспечено и в ООБ ИР обосновано отсутствие влияния временного хранилища, размещенного в помещении реактора, на размножающие свойства реактора.
4.4.5. На ИР, где по условиям экспериментов требуется проводить комплектацию и (или) перекомплектацию тепловыделяющих сборок, должны быть оборудованы соответствующие рабочие места для выполнения этих работ. При необходимости эти рабочие места должны быть оборудованы системой аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления.
4.4.6. Порядок проведения работ с ядерным топливом и меры по обеспечению ядерной безопасности как хранилищ ядерного топлива, так и мест комплектации и (или) перекомплектации тепловыделяющих сборок должны быть определены в инструкции по обеспечению ядерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании свежего и отработавшего ядерного топлива и должны соответствовать требованиям, установленным в нормативных документах.
- Главная
- ПОСТАНОВЛЕНИЕ Ростехнадзора от 31.12.2004 N 11 "ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ"