Портал в режимі тестування та наповнення
Меню
Людям із порушенням зору
A- A+
Українською
In English
Проєкти нормативно-правових актів
від 13 вересня 2013 р.
Київ
Проект НПА "Основні вимоги безпеки атомних станцій"

Держатомрегулювання України виносить на громадське обговорення проект нормативно-правового акту «Основні вимоги безпеки атомних станцій».

Зауваження та пропозиції до проекту нормативно-правового акту приймаються 13 жовтня 2013 року за адресою: 02100, м. Київ, бульвар Верховної Ради, 3.

Контактні особи :

 Столярчук Борис Васильович – начальник Управління експлуатаційної безпеки та ресурсу ЯУ – заступник Головного державного інспектора з ядерної та радіаційної безпеки України, e-mail: [email protected];

Бойчук Вячеслав Степанович  – начальник Управління аналізу безпеки ядерних установок – державний інспектор, e-mail: boychuk@ inspect.snrc.gov.ua


тел.: 296-41-20, 296-41-17

факс.: 296-41-19


Будемо вдячні за співпрацю щодо надання зауважень та пропозицій.



ЗАТВЕРДЖЕНО

Наказ Державної інспекції ядерного регулювання України

__.__. 2013 № ___

 

 

ОСНОВНІ ВИМОГИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ СТАНЦІЙ

 

 

1. ЗАГАЛЬНІ ПОЛОЖЕННЯ


1.1. Основні вимоги безпеки атомних станцій (далі — Основні вимоги) встановлюють цілі, критерії та принципи безпеки атомних станцій (далі — АС), а також технічні та організаційні заходи, спрямовані на захист персоналу, населення й довкілля від неприпустимого радіаційного впливу.

1.2. Основні вимоги розроблені відповідно до законодавства України, враховують рекомендації Міжнародного агентства з атомної енергії (далі — МАГАТЕ), інших спеціалізованих міжнародних організацій, а також накопичений вітчизняний та закордонний досвід проектування, експлуатації та зняття з експлуатації АС.

1.3. Основні вимоги є вищим документом у системі нормативно-правових актів, що визначають вимоги щодо забезпечення безпеки АС. Детальні вимоги представлені в нормах та правилах з безпеки АС, затверджених державним органом ядерного регулювання України (далі – Держатомрегулювання).

За відсутності конкретних вимог щодо забезпечення безпеки АС у чинних нормативних документах, експлуатуюча організація (далі — ЕО) розробляє й обґрунтовує на основі сучасних досягнень науки і техніки технічні рішення та організаційні заходи, які мають бути схвалені Держатомрегулюванням.

1.4. Основні вимоги є обов'язковими для юридичних та фізичних осіб, які планують або провадять діяльність, що впливає на безпеку АС на всіх етапах її життєвого циклу.

1.5. Основні вимоги поширюються на АС з реакторними установками з водою під тиском. Порядок і умови їх застосування для АС із реакторами інших типів встановлює Держатомрегулювання.

1.6. Основні вимоги не поширюються на об'єкти поводження з відпрацьованим ядерним паливом (далі — ВЯП) та радіоактивними відходами (далі — РАВ), які розташовані за територією АС.

1.7. Введення в дію цих Основних вимог не спричинює припинення або зміну термінів дії ліцензій та дозволів, виданих раніше Держатомрегулюванням.

1.8. Основні вимоги повинні виконуватися в повному обсязі для АС (енергоблоків АС), проекти яких на момент набрання чинності Основних вимог не були затверджені в установленому порядку.

Обсяги і терміни приведення у відповідність з Основними вимогами діючих і споруджуваних на момент набрання чинності Основних вимог енергоблоків АС обґрунтовуються експлуатуючою організацією та схвалюються Держатомрегулюванням.


2. ОСНОВНІ ТЕРМІНИ, ВИЗНАЧЕННЯ ТА СКОРОЧЕННЯ

2.1. В Основних вимогах використовуються такі скорочення:

АС

– атомна станція

БВ

– басейн витримки відпрацьованого ядерного палива

БЩК

– блоковий щит керування

ВЯП

– відпрацьоване ядерне паливо

Держатомрегулювання

– державний орган ядерного регулювання України

ЕО

– експлуатуюча організація

ЗАБ

– звіт з аналізу безпеки

ЗС

– зона спостереження

ЗППБ

– звіт про періодичну переоцінку безпеки

ІКС

– інформаційна та керуюча система

МАГАТЕ

– Міжнародне агентство з атомної енергії

РАВ

– радіоактивні відходи

РЩК

– резервний щит керування

РУ

– реакторна установка

СЗЗ

– санітарно-захисна зона

ТРБЕ

– технологічний регламент безпечної експлуатації


2.2. У Основних вимогах використовуються такі терміни та визначення:

2.2.1. Аварійна ситуація – стан АС, що характеризується порушенням меж і/або умов безпечної експлуатації, який не перейшов у аварію.

2.2.2. Аварія – порушення нормальної експлуатації АС, за якого стався вихід радіоактивних речовин та/або іонізуючих випромінювань за передбачені проектом межі в кількостях, що перевищують встановлені межі безпечної експлуатації. Аварія характеризується вихідною подією, шляхами перебігу та наслідками.

2.2.3. Аварія проектна – аварія, для якої проектом визначені вихідні події та кінцеві стани й передбачені системи безпеки, що забезпечують з урахуванням принципу одиничної відмови системи (каналу системи) безпеки або однієї додаткової помилки персоналу обмеження її наслідків встановленими межами.

2.2.4. Аварія з множинними відмовами – аварія, що супроводжується додатковими порівняно з проектними аваріями відмовами систем або помилками персоналу, для якої передбачено організаційні та технічні засоби, що запобігають важкому пошкодженню активної зони.

2.2.5. Аварія важка – аварія, за якої відбувається важке пошкодження активної зони.

2.2.6. Активна зона – частина реактора, в якій містяться ядерне паливо, засоби впливу на реактивність і елементи конструкцій, призначені для здійснення керованої ланцюгової реакції поділу й передавання енергії теплоносієві.

2.2.7. Атомна станція – виробничо-технологічний комплекс, спроектований для виробляння енергії з використанням ядерної установки (установок), розташований в межах визначеної проектом території та укомплектований потрібним персоналом.

2.2.8. Безпека AC – властивість не перевищувати встановлені межі радіаційного впливу на персонал, населення й довкілля під час нормальної експлуатації АС, порушень нормальної експлуатації, проектних аварій та аварій з множинними відмовами, а також обмежувати радіаційний вплив у разі важких аварій.

2.2.9. Блоковий щит керування – приміщення енергоблока й розташовані в них системи та елементи, призначені для централізованого керування технологічними процесами енергоблока.

2.2.10. Будівництво – процес створення АС, що охоплює комплекс будівельних та монтажних робіт, постачання елементів (систем), транспортних та інших робіт.

2.2.11. Важке пошкодження активної зони – пошкодження, за якого перевищено максимальну проектну межу пошкодження тепловидільних елементів.

2.2.12. Введення в експлуатацію – процес, під час якого системи (елементи) АС починають функціонувати і перевіряється їх відповідність проекту. Введення в експлуатацію охоплює пускові налагоджувальні роботи, фізичний та енергетичний пуски і закінчується прийманням АС (енергоблока АС) в експлуатацію.

2.2.13. Вихідна подія – відмова системи (елемента) або помилка персоналу, а також зовнішні або внутрішні впливи, які призводять до порушення нормальної експлуатації та можуть призвести до порушення меж і/або умов безпечної експлуатації. Вихідна подія охоплює всі залежні відмови, які є її наслідком.

2.2.14. Відмова через загальні причини – відмова систем (елементів), що виникає внаслідок тієї самої причини, зокрема через помилки персоналу, внутрішні та зовнішні впливи.

2.2.15. Відмова, яка не виявляється – відмова системи (елемента), яка не проявляється в момент свого виникнення і не виявляється засобами контролю під час техобслуговування і ремонту.

2.2.16. Внутрішні впливи – впливи, що виникають на АС внаслідок пожеж, затоплень, високоенергетичних процесів (ударні хвилі, летючі предмети, парові й водяні струмені тощо) і змін параметрів середовищ у приміщеннях АС (тиск, температура, хімічний склад тощо).

2.2.17. Внутрішня самозахищеність реакторної установки – властивість РУ забезпечувати безпеку на основі природних зворотних зв'язків і процесів.

2.2.18. Герметичне огородження реакторної установки (захисна оболонка) – сукупність елементів будівельних та інших конструкцій, які огороджують простір, в якому розміщуються реакторна установка й системи, що працюють під тиском першого контуру, та перешкоджають виходу радіоактивних речовин у довкілля в кількостях, що перевищують встановлені межі.

2.2.19. Глибокоешелонований захист – сукупність послідовних фізичних бар'єрів на шляху виходу радіоактивних речовин та іонізуючих випромінювань у довкілля в поєднанні з технічними засобами та організаційними заходами, спрямованими на відвернення порушень нормальної експлуатації, аварій та на обмеження їх наслідків.

2.2.20. Граничний аварійний викид – аварійний викид радіоактивних речовин у разі аварії, за якого створюються умови, які вимагають евакуації населення на межі санітарно-захисної зони АС та (або) йодної профілактики на межі зони спостереження АЕС.

2.2.21. Межі безпечної експлуатації – установлені в проекті значення параметрів, що характеризують стан систем (елементів) і енергоблока в цілому, перевищення яких призводить до аварійної ситуації та може призвести до аварії.

2.2.22. Межі (умови) встановлені – значення параметрів і характеристик систем (елементів), визначені нормативно-правовими актами, актами Держатомрегулювання та ЕО.

2.2.23. Межі (умови) експлуатаційні – значення параметрів процесу і характеристики систем (елементів), встановлені проектом для нормальної експлуатації.

2.2.24. Детерміністичний аналіз безпеки – аналіз безпеки за заданих експлуатаційних станах, вихідних подіях і шляхах протікання аварій.

2.2.25. Діагностика – визначення технічного стану систем (елементів) з метою встановлення та прогнозування можливості виконання ними потрібних функцій.

2.2.26. Додаткові технічні засоби керування аваріями – технічні засоби, незалежні від систем безпеки, призначені для керування аваріями з множинними відмовами і важкими аваріями, а також для обмеження їх наслідків.

2.2.27. Експлуатація – діяльність, спрямована на досягнення безпечним способом мети, для якої була побудована АС, зокрема робота на потужності, пуски, зупини, випробування, технічне обслуговування, ремонти, перевантаження ядерного палива, інспектування та інша пов'язана з цим діяльність.

2.2.28. Експлуатація довгострокова – експлуатація енергоблока в період, що перевищує строк, встановлений у проекті. Можливість довгострокової експлуатації підтверджується результатами періодичної оцінки безпеки, яка враховує процеси, що впливають на термін експлуатації, і особливості споруд, систем та елементів.

2.2.29. Експлуатуюча організація – юридична особа, яка здійснює на підставі відповідних ліцензій державного органу ядерного регулювання діяльність, пов'язану з вибором майданчика, проектуванням, будівництвом, введенням в експлуатацію, експлуатацією та зняттям з експлуатації АС.

2.2.30. Елементи – обладнання, прилади, трубопроводи, кабелі, будівельні конструкції та інші вироби, що забезпечують виконання заданих функцій самостійно або в складі систем і розглядаються в проекті як структурні одиниці в процесі проведення аналізів надійності та безпеки.

2.2.31. Енергетичний пуск – етап введення в експлуатацію, на якому починається виробляння енергії та здійснюється перевірка роботи систем (елементів) на різних рівнях потужності.

2.2.32. Енергоблок АС – частина АС, що виконує функцію АС у визначеному проектом обсязі.

2.2.33. Зовнішні впливи – характерні для майданчика АС впливи природного або техногенного походження.

2.2.34. Зона спостереження – територія, на якій можливий вплив радіоактивних скидів і викидів АС і де здійснюється радіаційний моніторинг об'єктів природного середовища, продуктів харчування та доз опромінення населення, що охоплює вимірювання потужності експозиційної дози та визначення вмісту радіонуклідів в об'єктах навколишнього природного середовища, продуктах харчування тощо.

2.2.35. Зняття з експлуатації АС (енергоблока АС) – етап життєвого циклу, що настає після припинення вироблення енергії й виконується з метою змінення умов використання майданчика (припинення використання в установлених цілях, спорудження потужностей, які заміщують виведені з експлуатації тощо.)

2.2.36. Імовірнісний аналіз безпеки – метод кількісної та якісної оцінки, який використовується для аналізу імовірності виникнення та шляхів розвитку аварій, а також для визначення частоти пошкодження ядерного палива, граничного аварійного викиду та оцінки радіаційного впливу на населення.

2.2.37. Канал системи – частина системи, що виконує функції системи в заданому проектом обсязі.

2.2.38. Кваліфікація обладнання – підтвердження того, що використовуване обладнання в межах визначеного для нього строку експлуатації виконуватиме покладені функції з урахуванням характеристик середовища, в якому воно функціонує (за нормальної експлуатації та аварій і/або сейсмічних впливів).

2.2.39. Керування аварією – дії, спрямовані на запобігання аварії та/або обмеження її наслідків.

2.2.40. Керування старінням – система технічних і організаційних заходів, здійснюваних з метою запобігання погіршенню характеристик елементів нижче встановлених меж внаслідок їх старіння та зношення.

2.2.41. Керування якістю – комплекс заходів, спрямованих на досягнення впевненості в тому, що проваджувані види діяльності відповідають встановленим вимогам.

2.2.42. Кінцевий поглинач тепла – об'єкт природи (річка, море, атмосфера) або штучна споруда (басейн, водоймище), якому передається залишкове тепловиділення ядерного палива.

2.2.43. Комплексне інженерне та радіаційне обстеження – обстеження систем та елементів і АС (енергоблока АС) в цілому з метою отримання інформації про їх технічний і радіаційний стан.

2.2.44. Консервативний підхід – застосування в процесі проектування АС таких значень параметрів і характеристик процесів та систем (елементів), які свідомо призводять до найнесприятливіших результатів.

2.2.45. Контур теплоносія РУ (перший контур) – система, призначена для циркуляції теплоносія через активну зону, що охоплює реактор, парогенератори, головні циркуляційні насоси, компенсатор об'єму та трубопроводи, що з'єднують їх у встановлених проектом режимах та умовах експлуатації.

2.2.46. Критерії безпеки – установлені нормами та правилами з ядерної та радіаційної безпеки значення параметрів і умови, відповідно до яких обґрунтовується безпека АС.

2.2.47. Культура безпеки – набір правил діяльності організацій та окремих осіб, який встановлює, що безпека АС має вищий пріоритет.

2.2.48. Модернізація (модифікація, реконструкція) – удосконалення систем (елементів), спрямоване на підвищення безпеки та надійності, а також на поліпшення техніко-економічних показників.

2.2.49. Надійність – властивість конструкції, системи, елемента зберігати в часі та в установлених межах значення всіх параметрів, що характеризують здатність виконувати потрібні функції в заданих режимах і умовах застосування.

2.2.50. Нормальна експлуатація – експлуатація АС у встановлених експлуатаційних межах та умовах.

2.2.51. Одинична відмова – незалежна від вихідної події відмова, яка призводить до втрати здатності системи (елемента) виконувати приписані їй функції безпеки, охоплюючи зумовлені цією відмовою залежні відмови.

2.2.52. Перевірки – процедури підтвердження відповідності систем (елементів) встановленим характеристикам під час введення в експлуатацію та експлуатації.

2.2.53. Передпускові налагоджувальні роботи – етап введення енергоблока АС в експлуатацію, на якому закінчені будівництвом системи (елементи) приводяться в стан експлуатаційної готовності з перевіркою їх відповідності встановленим у проекті параметрам та характеристикам.

2.2.54. Помилка персоналу – одинична неправильна дія, пропускання правильної дії або неправильна дія і процесі керування технологічним процесом або технічного обслуговування та ремонту систем (елементів).

2.2.55. Порушення нормальної експлуатації – порушення в роботі АС (енергоблока АС), за якого відбулося відхилення від експлуатаційних меж та умов і можуть бути порушені межі та умови безпечної експлуатації.

2.2.56. Постачальник – юридична або фізична особа, яка постачає елементи (системи), виконує роботи або надає послуги для експлуатуючої організації.

2.2.57. Принцип одиничної відмови – принцип, відповідно до якого система повинна виконувати задані функції за будь-якої вихідної події, що вимагає її роботи, та в разі незалежної від вихідної події відмови одного з активних або пасивних елементів із механічними рухомими частинами, що вимагає її роботи.

2.2.58. Принцип резервування – підвищення надійності застосуванням додаткових систем (елементів), щоб будь-які з них могли виконати ту саму функцію незалежно від стану іншої аналогічної системи (елемента).

2.2.59. Принцип різноманітності – застосування двох або більше систем (елементів), які виконують ту саму функцію безпеки і мають різні принципи дії, з метою зниження імовірності відмови із загальної причини.

2.2.60. Принцип фізичного розділення – застосування для систем (елементів) розділення відстанню та/або за допомогою фізичних бар'єрів.

2.2.61. Радіаційна безпека – неперевищення встановлених нормами та правилами меж радіаційного впливу на персонал, населення і довкілля.

2.2.62. Реакторна установка – комплекс систем і елементів, призначений для перетворення ядерної енергії в теплову енергію, що охоплює реактор і безпосередньо пов'язані з ним системи (елементи), призначені для його нормальної експлуатації, аварійної зупинки й охолодження та підтримання його в безпечному стані, а також системи перевантаження ядерного палива. Межі реакторної установки встановлюються в проекті енергоблока АС.

2.2.63. Резервний щит керування – приміщення енергоблока разом з розташованими в ньому системами (елементами), призначені у разі відмови БЩК для переведення та підтримки реактора в підкритичному розхолодженому стані, приведення в дію систем безпеки та отримання інформації про стан РУ.

2.2.64. Санітарно-захисна зона – територія навколо АС, в якій забороняється проживання населення, здійснюється радіаційний контроль, а також встановлюються обмеження на господарську діяльність, не пов'язану з АС.

2.2.65. Система – сукупність взаємопов'язаних елементів, призначених для виконання заданих функцій.

2.2.66. Система (елемент) активна – система (елемент), функціонування якої залежить від іншої системи (елемента).

2.2.67. Система (елемент) пасивна – система (елемент), функціонування якої пов'язане з подією, яка спричинила її роботу, і не залежить від роботи іншої активної системи (елемента). Пасивні системи (елементи) поділяються на пасивні системи (елементи) з механічними рухомими частинами (наприклад, зворотні клапани) і пасивні системи (елементи) без механічних рухомих частин (наприклад, трубопроводи, ємності, посудини? кабель, термопари).

2.2.68. Системи безпеки – системи, призначені для виконання функцій безпеки. За характером виконуваних функцій поділяються на захисні, локалізуючі, забезпечуючи, а також інформаційно-керуючі.

2.2.69. Системи безпеки забезпечуючі – системи, призначені для забезпечення систем безпеки енергією, робочим середовищем та створення умов для їх функціонування.

2.2.70. Системи безпеки захисні – системи, які виконують дії, спрямовані на запобігання або обмеження пошкодження ядерного палива, обладнання та елементів, які забезпечують відведення тепловиділень, зокрема під час переведення енергоблока в безпечний стан і підтримки в указаному стані.

2.2.71. Системи безпеки локалізуючі – системи, призначені для запобігання розповсюдженню або обмеження з розповсюдження радіоактивних речовин за передбачені проектом межі.

2.2.72. Системи безпеки інформаційні та керуючі – системи, призначені для ініціювання спрацювання систем безпеки, здійснення контролю та керування ними в процесі виконання заданих функцій.

2.2.73. Системи (елементи), важливі для безпеки – системи та елементи безпеки, а також системи (елементи) нормальної експлуатації, відмови яких з урахуванням відмови активного або пасивного елемента системи безпеки, що має механічні рухомі частини, чи однієї незалежної від цієї відмови помилки персоналу можуть призвести до аварії.

2.2.74. Системи (елементи) незалежні – системи (елементи), для яких відмова однієї системи (елемента) не призводить до відмови іншої системи (елемента).

2.2.75. Системи (елементи) нормальної експлуатації – системи (елементи), призначені для здійснення нормальної експлуатації.

2.2.76. Старіння – процес змінення з часом характеристик систем (елементів).

2.2.77. Теча перед руйнуванням – методологія, відповідно до якої забезпечується виявлення тріщин в елементах, що працюють під тиском до їх розвитку до критичної величини.

2.2.78. Фізична ядерна безпека – відповідність рівня фізичного захисту ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів та інших джерел іонізуючого випромінювання вимогам законодавства.

2.2.79. Фізичний захист – діяльність у сфері використання ядерної енергії, спрямована на забезпечення фізичної ядерної безпеки ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів, інших джерел іонізуючого випромінювання та на посилення режиму нерозповсюдження ядерної зброї.

2.2.80. Фізичний (захисний) бар'єр – фізична перешкода, яка виключає безпосередній контакт між системами (елементами), запобігає поширенню вогню (пожеж), запобігає або не допускає переміщення людей, поширення радіоактивних речовин, забезпечує захист від іонізуючого випромінювання.

2.2.81. Фізичний пуск – етап введення в експлуатацію, що охоплює завантаження реактора ядерним паливом, досягнення критичного стану та виконання необхідних фізичних експериментів на рівні потужності, за якого не потрібне примусове відведення тепла від активної зони.

2.2.82. Функція безпеки – конкретна мета безпеки і дії для її досягнення.

2.2.83. Ядерна безпека – властивість РУ та АС запобігати виникненню ядерної аварії.


3. ЦІЛІ ТА ПОЛІТИКА У СФЕРІ БЕЗПЕКИ


3.1. Цілі безпеки

3.1.1. Основною метою безпеки АС є захист персоналу, населення та довкілля від неприпустимого радіаційного впливу під час введення її в експлуатацію, експлуатації та зняття з експлуатації.

3.1.2. Основна мета безпеки АС досягається реалізацією радіологічної й технічної цілей безпеки.

Радіологічна мета безпеки – неперевищення встановлених нормами радіаційної безпеки України меж радіаційного впливу на персонал, населення і довкілля під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій, а також обмеження цього впливу під час аварій з множинними відмовами і важких аварій. Необхідно, щоб вказаний радіаційний вплив перебував на мінімально можливому рівні з урахуванням економічних і соціальних факторів.

Технічна мета безпеки – запобігання аваріям на АС або ослаблення наслідків аварій при їх виникненні.

3.2. Політика у сфері безпеки

3.2.1. Відповідно до рекомендацій МАГАТЕ, викладених у документі «Базові принципи безпеки атомних станцій. INSAG-12», ЕО здійснює політику у сфері безпеки АС.

3.2.2. ЕО зобов'язана опублікувати в засобах масової інформації письмову заяву, в якій повинна бути продемонстрована прихильність безпеці АС та її пріоритет над виробничими та економічними цілями.

3.2.3. ЕО зобов'язана здійснювати політику, спрямовану на постійний контроль і аналіз стану безпеки АС. Про результати зазначеної діяльності ЕО повинна звітувати Держатомрегулюванню в установленому порядку.

3.2.4. В основу здійснюваної ЕО технічної політики повинен бути покладений принцип постійного підвищення безпеки АС. При цьому потрібно враховувати вітчизняний і зарубіжний досвід, рекомендації спеціалізованих міжнародних організацій, результати науково-технічних досліджень і розробок.

3.2.5. На АС повинні провадитися тільки ті види діяльності, які передбачені проектом і на які видана ліцензія Держатомрегулювання.

3.2.6. ЕО повинна організувати зв'язок з громадськістю, зокрема регулярно інформувати її про стан безпеки АС і про діяльність, спрямовану на її підвищення.


4. КРИТЕРІЇ ТА ПРИНЦИПИ ЗАБЕЗПЕЧЕННЯ БЕЗПЕКИ

 

4.1. Критерії безпеки

4.1.1. АС задовольняє вимогам безпеки, якщо в результаті прийнятих технічних рішень і організаційних заходів досягнута основна мета безпеки.

4.1.2. Критеріями безпеки для енергоблоків АС є неперевищення встановлених нормами радіаційної безпеки України меж радіаційного впливу на персонал, населення і довкілля під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та аварій.

4.1.3 Для діючих енергоблоків АС потрібно забезпечити:

- неперевищення оціночого значення частоти важкого пошкодження активної зони, що дорівнює 10-4 на реактор у рік. При цьому необхідно намагатися того, щоб оціночне значення частоти не перевищувало 10-5 на реактор у рік;

- неперевищення значення частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у довкілля для діючих блоків АС на рівні не більше 10-5 на реактор у рік. При цьому слід намагатися досягнути значення показника не більше ніж 10-6 на реактор у рік.

Для енергоблоків АС, які проектуються, значення частоти важкого пошкодження активної зони не повинно перевищувати 10-5 на реактор у рік; потрібно намагатися того, щоб оціночне значення частоти не перевищувало 10-6 на реактор у рік.

Значення частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у довкілля не повинно перевищувати 10-6 на реактор у рік, при цьому необхідно потрібно намагатися того, щоб досягнути показника не більше ніж 10-7 на реактор у рік.

4.2. Принципи безпеки

4.2.1. Принципи забезпечення безпеки АС поділяються на фундаментальні та загальні організаційно-технічні.

4.2.2. До фундаментальних принципів належать:

- забезпечення культури безпеки;

- відповідальність експлуатуючої організації;

- реалізація стратегії глибокоешелонованого захисту;

- державне регулювання безпеки.

4.2.3. До загальних організаційно-технічних принципів належать:

- застосування апробованої інженерно-технічної практики;

- керування якістю;

- самооцінка безпеки АС;

- аналіз безпеки;

- відомчий нагляд;

- незалежні перевірки;

- врахування людського фактору;

- забезпечення радіаційної безпеки;

- врахування досвіду експлуатації;

- науково-технічна підтримка.

4.2.4. Деталізація й конкретизація вищевказаних принципів і вимог, що випливають з них, наводяться в чинних нормах, правилах і стандартах з ядерної та радіаційної безпеки.


5. ФУНДАМЕНТАЛЬНІ ПРИНЦИПИ БЕЗПЕКИ


5.1. Культура безпеки

5.1.1. Юридичні та фізичні особи, що здійснюють керування ядерною енергетикою та регулювання її безпеки, ЕО та її постачальники повинні у своїй діяльності керуватися принципом культури безпеки.

Дотримання принципу культури безпеки досягається:

- встановленням пріоритету безпеки над економічними та виробничими цілями;

- підбором, навчанням та підвищенням кваліфікації керівників і персоналу експлуатуючих організацій, атомних станцій, регулюючих органів, виробників обладнання та постачальників послуг;

- суворим дотриманням дисципліни за чіткого розподілу повноважень і персональної відповідальності керівників та безпосередніх виконавців;

- дотриманням вимог виробничих інструкцій і технологічних регламентів, їх постійним удосконаленням на основі накопичення досвіду і результатів науково-технічних досліджень;

- встановленням керівниками всіх рівнів атмосфери довіри і таких підходів до колективної роботи, які сприяють зміцненню позитивного ставлення до безпеки;

- розумінням кожним працівником впливу його діяльності на безпеку і наслідків, до яких може призвести недотримання або неякісне виконання вимог нормативних документів, виробничих і посадових інструкцій, технологічного регламенту з безпечної експлуатації;

- самоконтролем працівниками своєї діяльності, яка впливає на безпеку;

- розумінням кожним працівником неприпустимості приховування помилок у своїй діяльності, виявленням та усуненням причин їх виникнення, необхідності постійного самовдосконалення, вивчення і впровадження передового національного та зарубіжного досвіду;

- встановленням такої системи заохочень та стягнень за результатами виробничої діяльності, яка стимулює відкритість дій працівників і не сприяє приховуванню помилок в їхній роботі.

5.1.2. ЕО повинна розробити і реалізувати програму конкретних дій, спрямованих на становлення й розвиток культури безпеки. Така програма повинна включати три рівні:

- технічну політику керівництва у сфері безпеки;

- відповідальність і обов'язки керівництва;

- персональну відповідальність і обов'язки кожного працівника.

5.2. Відповідальність експлуатуючої організації

5.2.1. ЕО несе повну відповідальність за безпеку АС незалежно від діяльності та відповідальності органів державного керування, ядерного регулювання і постачальників.

На АС мають провадитися тільки ті види діяльності, які передбачені проектом і на які видано ліцензію Держатомрегулювання.

5.2.2. ЕО повинна здійснювати політику, спрямовану на постійний контроль і аналіз стану безпеки АС, розробку й реалізацію заходів щодо її підвищення.

У процесі формування та реалізації цієї політики потрібно враховувати вітчизняний і зарубіжний досвід, рекомендації спеціалізованих міжнародних організацій, результати науково-технічних досліджень та розробок.

5.2.3. ЕО зобов'язана опублікувати в засобах масової інформації заяву, в якій повинна бути продемонстрована прихильність безпеці АС та її пріоритет над виробничими та економічними цілями, організувати зв'язок з громадськістю, регулярно інформувати її про стан безпеки АС і про діяльність, спрямовану на її підвищення.

5.2.4. Для виконання своїх обов'язків ЕО повинна створити в своєму складі необхідні підрозділи. ЕО не може передавати цим підрозділам свою відповідальність за безпеку АС.

5.3. Стратегія глибокоешелонованого захисту

5.3.1. Безпека АС повинна забезпечуватися послідовною реалізацією стратегії глибокоешелонованого захисту, заснованої на застосуванні:

- системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючих випромінювань і радіоактивних речовин у довкілля;

- системи технічних та організаційних заходів щодо захисту фізичних бар'єрів і збереження їх ефективності, з метою захисту персоналу, населення та довкілля.

5.3.2. Система послідовних фізичних бар'єрів охоплює:

- оболонку твела;

- межу контуру теплоносія РУ;

- герметичне огородження РУ.

За нормальнії експлуатації всі зазначені бар'єри і необхідні технічні засоби їх контролю та захисту повинні бути працездатні й перебувати в стані, за якого вони здатні виконувати покладені на них функції. У разі порушення цієї умови енергоблок повинен бути переведений в безпечний стан згідно з експлуатаційною документацією.

5.3.3. Основними цілями реалізації стратегії глибокоешелонованого захисту є своєчасне виявлення і усунення факторів, які призводять до порушення нормальної експлуатації та виникнення аварійних ситуацій, а також запобігання їх переростанню в аварії, обмеження та ліквідація наслідків аварій.

5.3.4. Стратегія глибокоешелонованого захисту повинна реалізуватися на п'яти рівнях (пояснення представлені у додатку 1):

5.3.4.1. Рівень 1. Запобігання порушенням нормальної експлуатації.

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

- вибір майданчика для розміщення АС відповідно до вимог нормативних документів;

- розробка проекту на основі консервативного підходу з максимальним використанням властивостей внутрішньої самозахищеності РУ;

- забезпечення встановленої проектом і нормативними документами якості конструкцій, систем та елементів АС, робіт з її будівництва, експлуатації та модернізації;

- наявність автоматичних технічних засобів, які запобігають порушенням нормальної експлуатації;

- експлуатація енергоблока відповідно до вимог нормативних документів, технологічних регламентів та інструкцій з експлуатації;

- підтримка в працездатному стані конструкцій, систем та елементів, важливих для безпеки, завдяки своєчасному виявленню дефектів і вживанню профілактичних заходів проти їх виникнення, заміні обладнання, яке вичерпало ресурс, організації ефективно діючої системи контролю конструкцій, систем та елементів, їх технічного обслуговуванню, ремонту та модернізації, документуванню результатів зазначених робіт;

- підбір, підготовка персоналу та забезпечення потрібного рівня його кваліфікації;

- формування і розвиток культури безпеки.

5.3.4.2. Рівень 2. Забезпечення безпеки при порушеннях НЕ і запобігання аварійних ситуацій та проектних аварій.

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

- своєчасне виявлення та усунення відхилень від нормальної експлуатації;

- наявність автоматично діючих захистів і блокувань, що запобігають переростанню порушень нормальної експлуатації в аварійні ситуації та проектні аварії;

- використання систем нормальної експлуатації для запобігання аварійним ситуаціям та проектним аваріям;

- дії персоналу відповідно до вимог інструкцій і регламентів, постійне їх удосконалення з урахуванням досвіду, що накопичується, і нових науково-технічних даних;

- наявність і застосування інструкцій з ліквідації порушень нормальної експлуатації, тренування персоналу щодо дій у разі порушень нормальної експлуатації.

5.3.4.3. Рівень 3. Керування проектними аваріями та аваріями з множинними відмовами, а також запобігання важким аваріям.

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

- наявність систем безпеки (захисних, локалізуючих, забезпечуючих і керуючих), які призначені для керування проектними аваріями (підрівень 3а);

- наявність додаткових технічних засобів, які призначені для керування аваріями з множинними відмовами (підрівень 3б);

- використання систем нормальної експлуатації для запобігання аваріям з множинними відмовами, а також для обмеження їх наслідків;

- тривале виконання основних функцій безпеки системами безпеки і додатковими технічними засобами для запобігання переростанню аварій у важкі аварії;

- наявність і застосування експлуатаційних інструкцій і процедур з керування аваріями;

- тренування персоналу на повномасштабних тренажерах щодо дій у випадку аварій.

5.3.4.4. Рівень 4. Керування важкими аваріями.

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

- використання всіх доступних засобів, зокрема систем нормальної експлуатації, систем безпеки і додаткових технічних засобів, для керування важкими аваріями та обмеження їх наслідків;

- використання всіх доступних засобів, зокрема додаткових технічних засобів для забезпечення довготривалого охолодження ядерного палива, локалізації радіоактивних речовин усередині герметичного огородження, забезпечення цілісності герметичного огородження, виключення виникнення критичності ядерного палива;

- наявність і застосування керівництв з керування важкими аваріями, які враховують всі потенційні джерела радіоактивного викиду на майданчику АЕС, а також можливі руйнування інфраструктури внаслідок зовнішніх екстремальних впливів;

- тренування персоналу з керування важкими аваріями.

5.3.4.5. Рівень 5. Аварійна готовність та реагування.

На цьому рівні повинні бути забезпечені:

- встановлення навколо АС санітарно-захисної зони і зони спостереження;

- наявність планів аварійного реагування, ефективність і готовність до реалізації яких повинна періодично перевірятися під час протиаварійних тренувань і навчань;

- спорудження протирадіаційних сховищ та кризових центрів, для яких забезпечується живучість та придатність до життєдіяльності в умовах аварій, зокрема важких аварій, а також в разі внутрішніх і зовнішніх впливів.

5.3.5. Технічні та організаційні заходи щодо забезпечення безпеки енергоблока на кожному із зазначених п'яти рівнів повинні бути взаємопов'язані і доповнювати один одного. Їх достатність та ефективність повинні обґрунтовуватися в ІАБ енергоблоків АС.

5.3.6. Стратегія глибокоешелонованого захисту повинна здійснюватися на всіх етапах життєвого циклу АС. Повинна бути забезпечена функціональна незалежність між рівнями глибокоешелонованого захисту.

Технічні рішення та організаційні заходи на кожному із зазначених рівнів повинні, наскільки це практично можливо, запобігти розвиткові порушень нормальної експлуатації в аварії та обмежити розвиток аварій в межах кожного з відповідних рівнів.

5.4. Регулювання безпеки АС

5.4.1. Державне регулювання безпеки АС відповідно до законодавства здійснює Держатомрегулювання, яке у своїй діяльності, пов'язаній з прийняттям рішень щодо безпеки АС, є незалежним від державних органів, які здійснюють керування ядерною енергетикою, ЕО та її постачальників.

5.4.2. Держатомрегулювання визначає критерії та вимоги безпеки АС, видає ЕО ліцензії та дозволи для провадження діяльності на етапах життєвого циклу АС, здійснює державний нагляд за виконанням умов виданих ліцензій та дозволів, застосовує в межах своїх повноважень заходи примусу до юридичних і фізичних осіб, які порушують встановлені межі і умови.


6. ТЕХНІЧНІ ТА ОРГАНІЗАЦІЙНІ ПРИНЦИПИ БЕЗПЕКИ


6.1.  Апробована інженерно-технічна практика

6.1.1. Технічні рішення, технології, конструкції, системи та елементи, матеріали, які використовуються в проекті енергоблока АС, повинні бути апробовані досвідом експлуатації, або їх застосовність повинна бути доведена результатами досліджень і випробувань. Вони повинні удосконалюватися з урахуванням нових науково-технічних даних.

6.1.2. Застосовувані технічні та організаційні рішення повинні задовольняти вимогам діючих нормативних документів. Такий підхід повинен забезпечуватися у процесі проектування енергоблоків АС, розроблення та виготовлення конструкцій, важливих для безпеки систем та елементів, під час будівництва, уведення в експлуатацію, експлуатації, зняття з експлуатації енергоблоків, ремонту та модернізації їх конструкцій, систем та елементів.

6.1.3. Проектування конструкцій, систем та елементів має здійснюватися на основі консервативного підходу.

6.2. Керування якістю

6.2.1. Усі види діяльності, що впливають на безпеку АС на всіх етапах її життєвого циклу, повинні бути об'єктами системи керування якістю.

6.2.2. ЕО повинна розробити і впровадити систему керування якістю власної діяльності та здійснювати оцінку систем керування якості постачальників.

Постачальники ЕО повинні розробити і реалізувати системи керування якістю своєї діяльності. Персонал ЕО і постачальників повинен усвідомлювати наслідки, до яких може призвести недотримання або неналежне виконання встановлених вимог до якості.

ЕО зобов'язана забезпечити вхідний контроль якості товарів, що поставляються для неї, виконуваних робіт і послуг.

6.3.  Самооцінка безпеки атомної станції

6.3.1. ЕО зобов'язана проводити роботу з самооцінки безпеки АС. Цілями цієї діяльності є постійний аналіз поточного рівня безпеки кожного енергоблока, виявлення та усунення недоліків його проекту, реалізація заходів з підвищення безпеки експлуатації енергоблока.

6.3.2. Методики проведення самооцінки розробляються ЕО.

6.3.3. Результати самооцінки і компенсуючі заходи повинні фіксуватися у щорічних (квартальних) звітах.

6.4. Аналіз без пеки

6.4.1. ЕО повинна проводити комплексні обґрунтування безпеки енергоблоків і оформляти їх результати у вигляді звітів з аналізу безпеки і звітів з періодичної переоцінки безпеки.

6.4.2. Особлива увага повинна приділятися аналізу функціональної достатності й надійності систем і елементів, впливу зовнішніх і внутрішніх подій, відмов обладнання та помилок персоналу на безпеку, достатності та ефективності технічних і організаційних заходів, спрямованих на запобігання та ліквідацію проектних аварій, запобігання та обмеження наслідків аварій з множинними відмовами і важких аварій.

6.4.3. Методологія зазначених аналізів повинна базуватися як на детерміністичних, так і на імовірнісних підходах. Використовувані під час проведення таких аналізів програмні засоби повинні бути верифіковані і валідовані. Методологія аналізів безпеки повинна вдосконалюватися на основі новітніх науково-технічних даних. Для аналізу аварій з множинними відмовами і важких аварій можуть використовуватися реалістичні методи.

Використовувані для обґрунтування безпеки АС програмні засоби повинні бути атестовані Держатомрегулюванням.

6.4.4. При проектуванні енергоблока АС повинен бути розроблений попередній ЗАБ, який є одним з документів, потрібних для отримання ліцензії на його будівництво. За результатами будівельно-монтажних робіт, пусконалагоджувальних випробувань і дослідно-промислової експлуатації розробляється остаточний ЗАБ, який є документом, потрібним для отримання ліцензії на експлуатацію енергоблока АС.

6.4.5. ЕО періодично (кожні 10 років після введення енергоблока в експлуатацію) або на вимогу Держатомрегулювання повинна здійснювати переоцінку безпеки енергоблока. Обсяг і повнота переоцінки, а також фактори безпеки, що оцінюються, повинні бути визначені в окремому документі. За результатами переоцінки повинен бути розроблений ЗППБ.

6.4.6. У разі виявлення невідповідностей вимогам безпеки, ЕО повинна здійснити потрібні коригувальні дії та обґрунтувати можливість подальшої безпечної експлуатації енергоблока.

6.4.7. Імовірнісний аналіз безпеки може бути використаний в цілях застосування ризик-орієнтованих підходів у діяльності як ЕО, так і Держатомрегулювання.

6.5.  Відомчий нагляд

6.5.1. ЕО повинна створити систему корпоративного нагляду для контролю експлуатації АС, розробляти і реалізовувати програми та методологію відповідних перевірок, виявляти недоліки і дефіцити безпеки, негативні тенденції й контролювати виконання заходів щодо їх усунення.

6.6.  Незалежні перевірки

6.6.1. ЕО повинна забезпечити здійснення періодичних перевірок стану безпеки АС або окремих енергоблоків у рамках:

- періодичних перевірок силами фахівців інших АС за затвердженою ЕО методологією;

- місій інших ЕО, зокрема ЕО інших країн;

- місій спеціалізованих міжнародних організацій.

6.6.2. Результати зазначених перевірок повинні аналізуватися і, в разі потреби, мають розроблятися й реалізовуватися заходи щодо усунення виявлених недоліків.

6.7. Урахування людського фактора

6.7.1. У процесі проектування атомної станції, формування експлуатаційних та протиаварійних процедур потрібно враховувати можливі помилки оперативного персоналу, а також персоналу, який здійснює технічне та ремонтне обслуговування. Для виключення і пом'якшення наслідків помилок персоналу повинні застосовуватися такі організаційні та технічні засоби:

- підбір і якісна підготовка персоналу, а також постійне підвищення його кваліфікації;

- аналіз та усунення недоліків у роботі й підготовці персоналу;

- оптимальне використання засобів автоматизації керування технологічними процесами;

- використання засобів діагностування (контролю технічного стану), передавання та подання інформації про стан конструкцій, систем та елементів, важливих для безпеки;

- побудова центральних, блокових і місцевих щитів керування з урахуванням взаємодії людина—машина;

- використання технічних і програмних засобів, що виявляють і блокують помилкові дії персоналу;

- використання надійної та якісної системи зв'язку центрального і блокових щитів керування з місцевими щитами і постами;

- постійне вдосконалення виробничих, посадових інструкцій і технологічних регламентів, інструкцій з ліквідації аварій і керівництв з керування важкими аваріями, методів і технічних засобів контролю стану конструкцій, систем та елементів, важливих для безпеки;

- здійснення відомчого нагляду;

- дотримання та постійне підвищення культури безпеки.

6.8. Радіаційна безпека

6.8.1. Радіаційна безпека забезпечується дотриманням меж та умов безпечної експлуатації АС і реалізацією комплексу технічних рішень та організаційних заходів, спрямованих на виконання вимог Норм радіаційної безпеки України.

ЕО повинна розробити та реалізувати Регламент радіаційного контролю та Програму підвищення радіаційної безпеки, спрямовані на мінімізацію індивідуальних і колективних доз опромінення персоналу, аналіз радіоактивних викидів і скидів для підтвердження того, що радіаційний вплив на населення не

перевищує нормативних меж і підтримується на розумно досяжному низькому рівні.

Регламент радіаційного контролю та Програма підвищення радіаційної безпеки повинні бути схвалені Держатомрегулюванням.

6.8.2. Проект АС повинен передбачати контроль радіаційної обстановки у приміщеннях і на території АС, у санітарно-захисній зоні та зоні спостереження. Проектом АС повинні бути обґрунтовані розміри СЗЗ і ЗС. Працездатність системи радіаційного контролю повинна бути обґрунтована як для режимів нормальної експлуатації, так і для аварій. Контролю повинні піддаватися скиди і викиди радіоактивних речовин у довкілля.

6.8.3. ЕО повинна бути організована система індивідуального дозиметричного контролю. Інформація про дози опромінення кожного працівника, охоплюючи прикомандированих осіб, повинна надійно зберігатися; повинні бути передбачені заходи проти несанкціонованого втручання в систему індивідуального дозиметричного контролю.

6.8.4. Роботи, пов'язані з потенційною радіаційною небезпекою, повинні виконуватися на основі дозиметричних нарядів і допусків, за наявності загального та індивідуального дозиметричного контролю, здійснюваного за допомогою стаціонарних або переносних радіометричних і дозиметричних засобів вимірювання, за умови обов'язкової наявності у кожного працівника індивідуального дозиметра.

6.8.5. ЕО повинні бути розроблені програми вдосконалення радіаційного захисту, спрямовані на мінімізацію доз опромінення персоналу, організований постійний аналіз радіоактивних викидів і скидів для підтвердження того, що радіаційний вплив на населення та довкілля не перевищує встановлених меж і підтримується на розумно досяжному низькому рівні.

6.9. Врахування досвіду експлуатації

6.9.1. У ЕО і на кожній АС повинна бути створена ефективна система накопичення, аналізу та використання досвіду експлуатації. Відповідні бази даних повинні бути доступні для всіх АС.

6.9.2. Порушення нормальної експлуатації енергоблоків повинні ретельно аналізуватися з виявленням корінних причин їх виникнення, розробкою та реалізацією заходів щодо їх запобігання. Відповідна інформація повинна поширюватися серед однотипних АС і передаватися постачальникам, що причетні до даного порушення.

6.9.3. ЕО повинна здійснювати обмін досвідом з іншими експлуатуючими організаціями, зокрема і на міжнародному рівні. Особливі зусилля мають бути спрямовані на підтримку постійних контактів і обмін інформацією з розробниками реакторної установки та проекту АС.

6.9.4. У рамках обміну досвідом повинні виявлятися й поширюватися приклади «гарної практики». Акцент має робитися на діяльність, спрямовану на підвищення безпеки АС, запобігання порушенням під час експлуатації, вдосконалення експлуатаційних процедур, методів і засобів діагностики стану конструкції, систем і елементів з урахуванням їх старіння та спрацювання.

6.10. Науково-технічна підтримка

6.10.1. ЕО повинна створити й підтримувати ефективну систему науково-технічної підтримки експлуатації АС, спрямовану на вдосконалення проектів АС, підвищення надійності систем (елементів), вирішення виникаючих під час експлуатації проблем безпеки.

6.10.2. Технічні та організаційні рішення, що приймаються для забезпечення безпеки атомної станції, повинні опиратися на досягнутий рівень науки і техніки.


7. РОЗМІЩЕННЯ АТОМНИХ СТАНЦІЙ


7.1. Вимоги до розміщення атомних станцій

7.1.1. Майданчик вважається придатним для розміщення АС, якщо доведена можливість забезпечення її безпечної експлуатації з урахуванням характерних для даного майданчика факторів, таких як:

- стан ґрунтів та підземних вод;

- природні явища та події;

- зовнішні події, пов'язані з діяльністю людини;

- наявні та перспективні екологічні й демографічні характеристики, інфраструктура регіону розміщення АС;

- умови зберігання та перевезення свіжого та відпрацьованого ядерного палива, а також радіоактивних відходів;

- можливість реалізації захисних заходів у разі важких аварій.

7.1.2. Вибір значень характеристик зовнішніх природних і техногенних впливів для цілей проектування повинен виконуватися з використанням консервативного підходу.

7.1.3. Повинна бути виконана оцінка можливих викидів радіоактивних речовин у процесі обґрунтування розміщення АС і представлено прогноз радіаційної обстановки в зоні спостереження під час нормальної експлуатації, аварій і зняття з експлуатації.

7.1.4. Не допускається розміщення АС:

- на територіях, схильних до затоплення катастрофічними паводками і повенями;

- на територіях, де має місце активний розвиток процесів деформації русел річок та берегів водойм;

- над джерелом водопостачання із затвердженими в установленому порядку запасами підземних вод, що використовуються або намічені до використання для питного водопостачання, якщо не відкинута можливість їх забруднення радіоактивними речовинами;

- у межах зон з інтенсивністю максимального розрахункового землетрусу з піковим прискоренням ґрунту більшяк 0,2g (горизонтальна складова коливань) за результатами досліджень сейсмічності майданчика;

- безпосередньо на активних тектонічних розломах, а також у зонах потенційно небезпечних обвалів, зсувів і селевих потоків;

- на території заповідників, парків, культурних та історичних пам'яток й інших територіях, заборонених законодавством України.

Оцінюючи майданчики для розміщення нових енергоблоків АС (зокрема на наявних майданчиках АС), потрібно враховувати можливість взаємного впливу енергоблоків.


8. ПРОЕКТУВАННЯ АТОМНИХ СТАНЦІЙ

8.1. Основні вимоги до проекту атомної станції

8.1.1. Проектування АС та її енергоблоків повинно здійснюватися на основі критеріїв і принципів забезпечення безпеки, викладених у розділі 4 Загальних вимог та вимог інших нормативних документів з ядерної та радіаційної безпеки. Повинен враховуватися накопичений досвід експлуатації та результати новітніх наукових досліджень.

АС потрібно зпроектувати з урахуванням обґрунтованих запасів безпеки в частині можливих природних і техногенних впливів та їх комбінацій.

Зазначені запаси безпеки враховують:

- консерватизм у процесі вибору значень характеристик впливів на підставі досліджень під час вибору майданчика;

- прогнозні дані змінення характеристик природних впливів протягом потенційного терміну експлуатації, який охоплює проектний термін експлуатації, можливий період продовження експлуатації, потенційний термін продовження експлуатації.

Запас по сейсмічних впливах у процесі проектування нових енергоблоків повинен прийматися не менше ніж 100 % встановленого за результатами досліджень рівня сейсмічності майданчика.

Прогнозні дані визначаються на підставі наявних науково-технічних даних та/або оцінок спеціалізованих організацій.

8.1.2. У процесі розробки проекту АС та її енергоблоків повинна використовуватися класифікація систем і елементів, представлена в додатку 2.

8.1.3. Проект АС повинен базуватися на стратегії глибокоешелонованого захисту. При цьому має бути забезпечено запобігання:

- порушенням цілісності фізичних бар'єрів;

- відмовам фізичних бар'єрів у розглянутих вихідних подіях;

- відмовам фізичного бар'єра внаслідок відмови іншого бар'єра;

- відмовам фізичних бар'єрів із загальної причини.

Особлива увага повинна приділятися вихідним подіям, здатним призвести до відмови кількох фізичних бар'єрів. До їх числа, зокрема, належать пожежі, затоплення, землетруси, вибухи, падіння літака.

8.1.4. У проекті АС передбачаються технічні засоби та організаційні заходи, спрямовані на запобігання порушенням меж та умов безпечної експлуатації енергоблока.

8.1.5. Відповідно до принципу глибокоешелонованого захисту в проекті АС передбачаються системи та елементи безпеки, призначені для:

- аварійної зупинки реакторної установки та підтримання реактора в підкритичному стані;

- аварійного відведення тепла від ядерного палива, розміщеного в активній зони та басейні витримки;

- запобігання або обмеження розповсюдження радіоактивних речовин, що виділяються під час аварій за передбачені проектом межі.

8.1.6.Системи і елементи безпеки повинні проектуватися з урахуванням принципів:

- резервування;

- різноманітності;

- фізичного розділення;

- одиничної відмови.

8.1.7. Слід намагатися максимального використання пасивних пристроїв у системах безпеки, властивостей внутрішньої самозахищеності реакторної установки (саморегулювання, теплова інерційність, тепловідведення за рахунок природної циркуляції та інші природні процеси).

8.1.8. У проекті АС передбачаються технічні засоби та організаційні заходи, спрямовані на запобігання проектним аваріям і обмеження їх наслідків, і такі, що забезпечують безпеку за будь-якої врахованої в проекті вихідної події з накладанням однієї незалежної від вихідної події відмови будь-якого елемента систем безпеки (активного чи пасивного, що має механічні рухомі частини), або однієї незалежної від вихідної події помилки персоналу.

В окремих випадках, коли засвідчено високий рівень надійності зазначених вище елементів або систем, до яких вони входять, або в період виведення елемента з роботи на встановлений час для техобслуговування та ремонту, їх відмови можуть не враховуватися. Рівень надійності вважається високим, якщо показники надійності таких елементів не нижчі за показники надійності пасивних елементів систем безпеки, які не мають рухомих частин, відмови яких не враховуються зважаючи на їх малу імовірність. Допустимий час виведення елемента з роботи для техобслуговування і ремонту визначається на основі аналізу надійності системи, до якої він входить.

Додатково до однієї незалежної від вихідної події відмови одного з перелічених вище елементів систем безпеки повинні бути враховані такі відмови елементів, які не виявляються та призводять до порушення меж безпечної експлуатації й впливають на розвиток аварій.

8.1.9. Системи та елементи безпеки повинні бути здатними виконувати свої функції в установленому проектом обсязі з урахуванням обумовлених аваріями впливів (механічних, теплових, хімічних тощо).

Для систем і елементів нормальної експлуатації, важливих для безпеки, перелік врахованих зовнішніх і внутрішніх впливів та вимоги до обсягу виконуваних функцій під час та/або після зазначених впливів повинні встановлюватися в проекті з урахуванням вимог норм, правил і стандартів з ядерної та радіаційної безпеки.

8.1.10. Проект АС повинен містити дані щодо показників надійності систем і елементів, важливих для безпеки, віднесених до класів 1 і 2. Аналіз надійності проводиться з урахуванням відмов із загальної причини та помилок персоналу.

8.1.11. У проекті для конструкцій, систем та елементів, важливих для безпеки, повинні забезпечуватися показники надійності, що дають змогу виконувати потрібні функції безпеки з урахуванням погіршення характеристик зазначених конструкцій, систем і елементів внаслідок старіння та спрацювання.

8.1.12. У проекті енергоблока повинні бути розглянуті та обґрунтовані заходи щодо попередження і захисту систем та елементів, що виконують функції безпеки, від відмов із загальної причини.

8.1.13. Багатоцільове використання систем безпеки та їх елементів повинно бути обґрунтовано в проекті. Поєднання функцій безпеки з функціями нормальної експлуатації не повинно призводити до порушення вимог забезпечення безпеки АС і зниження надійності систем та елементів, що виконують функції безпеки.

8.1.14. У проекті АС і ЗАБ повинні бути встановлені й обґрунтовані:

- межі та умови безпечної експлуатації;

- експлуатаційні межі та обмеження у разі неготовності (відмови) систем безпеки;

- вимоги до проведення робіт з технічного обслуговування, ремонту обладнання, відповідних перевірок і випробувань;

- проектний термін експлуатації енергоблока, його окремих систем і елементів.

8.1.15. Стосовно систем і елементів, важливих для безпеки, повинні бути передбачені й зазначені в проектній та експлуатаційній документації умови, методи та технічні засоби для проведення:

- перевірки працездатності систем і елементів (охоплюючи пристрої, розташовані всередині реактора);

- оцінки залишкового ресурсу і заміни обладнання, що відпрацювало свій ресурс;

- випробувань систем та елементів на відповідність проектним показникам;

- перевірки проходження та послідовності сигналів на ввімкнення (вимкнення) обладнання, зокрема на перехід на аварійні джерела енергопостачання;

- періодичного або безперервного контролю стану металу і зварних з'єднань обладнання та трубопроводів;

- перевірки метрологічних характеристик вимірювальних каналів на відповідність проектним вимогам.

8.1.16. Особлива увага повинна приділятися заходам, спрямованим на запобігання помилкам персоналу. Повинні використовуватися технічні засоби підтримки оператора, діагностики та самодіагностики систем і елементів, важливих для безпеки, удосконалена взаємодія людина—машина, сучасні інформаційні та цифрові технології.

8.1.17. Проектні рішення, пов'язані із запобіганням і обмеженням наслідків аварій, повинні визначатися на основі інженерних оцінок, детерміністичного аналізу, реалістичних імовірнісних оцінок з використанням числових критеріїв безпеки.

8.1.18. Проектом мають бути передбачені технічні рішення та організаційні заходи, спрямовані на запобігання та керування аваріями з множинними відмовами і важкими аваріями з метою зниження радіаційного впливу на персонал, населення і довкілля.

З цією метою можуть використовуватися системи безпеки, а також будь-які системи та елементи нормальної експлуатації, що перебувають у працездатному стані, і додаткові технічні засоби керування аваріями.

Перелік розглядуваних у проекті аварій повинен бути обґрунтований у ЗАБ та схвалений державним органом ядерного регулювання України.

8.1.19. Проектом АС повинні передбачатися заходи для запобігання будь-якому несанкціонованому доступу до конструкцій, систем і елементів, важливих для безпеки.

8.1.20. Проектом атомної станції повинні бути передбачені технічні та організаційні заходи для забезпечення фізичного захисту АС.

8.1.21. Проектом атомної станції повинні бути передбачені технічні та організаційні заходи для забезпечення обліку та контролю всіх ядерних матеріалів, джерел іонізуючого випромінювання та радіоактивних відходів.

8.1.22. Проектом АС передбачаються засоби зв'язку, охоплюючи резервні, для організації оповіщення та керування АС у режимах нормальної експлуатації, під час порушень нормальної експлуатації та аварій.

8.2. Активна зона та елементи її конструкції

8.2.1. У проекті АС повинні бути встановлені експлуатаційні межі, межі безпечної експлуатації та максимальні межі пошкодження (кількість і ступінь пошкодження) тепловидільних елементів і відповідні їм межі радіоактивності теплоносія першого контуру по реперних нуклідах для нормальної експлуатації, в разі порушень нормальної експлуатації та під час проектних аварій.

8.2.2. Активна зона, конструкції, системи та елементи, що визначають умови її експлуатації, повинні бути спроектовані так, щоб унеможливлювалося перевищення відповідних меж пошкодження твелів у режимах нормальної експлуатації, в разі порушень нормальної експлуатації, під час проектних аварій.

8.2.3. Активна зона повинна бути спроектована так, щоб за нормальної експлуатації, в разі порушення нормальної експлуатації та під час проектних аварій забезпечувалися її механічна стійкість і відсутність деформацій, що порушують нормальне функціонування засобів впливу на реактивність і аварійного зупину реактора або перешкоджають охолодженню твелів.

8.2.4. Активна зона разом з її елементами, що впливають на реактивність, повинна бути спроектована так, щоб будь-які змінення реактивності, спричинені переміщенням органів регулювання або ефектами реактивності в процесі нормальної експлуатації, в разі порушень нормальної експлуатації, а також під час проектних аварій, не призводили до некерованого зростання енерговиділення в активній зоні, що породжує порушення меж пошкодження твелів.

8.2.5. Характеристики ядерного палива, конструкції реактора і обладнання першого контуру не повинні допускати утворення критичних мас під час аварій, охоплюючи важкі аварії.

8.2.6. Реактор і системи впливу на його реактивність повинні бути спроектовані так, щоб введення механічних засобів впливу на реактивність для будь-якої комбінації їх розташування забезпечувало введення від'ємної реактивності у процесі нормальної експлуатації, в разі порушення нормальної експлуатації та під час проектних аварій.

8.2.7. Активна зона, перший контур та системи керування й захисту повинні проектуватися консервативно, щоб забезпечити неперевищення меж пошкодження твелів у процесі нормальної експлуатації, в разі порушення нормальної експлуатації та під час проектних аварій.

8.2.8. Активна зона та пов'язані з нею внутрішньокорпусні елементи повинні проектуватися з таким розрахунком, щоб вони витримували статичні й динамічні навантаження, які можуть мати місце у процесі нормальної експлуатації, в разі порушення нормальної експлуатації та під час проектних аварій.

8.2.9. У конструкції реактора повинні бути передбачені як мінімум дві незалежні системи його зупинки, кожна з яких здатна забезпечити переведення РУ в підкритичний стан у процесі нормальної експлуатації, в разі порушення нормальної експлуатації та під час проектних аварій і утримувати її в підкритичному стані довгий час з урахуванням змінення параметрів активної зони, одиничної відмови обладнання або помилки персоналу. Принаймні, одна з систем зупинки повинна повністю виконувати функцію аварійного захисту. Ці системи повинні проектуватися з дотриманням принципів різноманітності, фізичного розділення та резервування.

8.2.10. Повинна бути передбачена система моніторингу активної зони, що забезпечує:

- реєстрацію основних експлуатаційних параметрів і відображення їх у зручній для персоналу формі;

- підтвердження відповідності дійсних характеристик активної зони проектним вимогам;

- сигналізацію в разі відхилень характеристик від проектних вимог;

- реєстрацію і збереження значень параметрів процесів, що відбуваються в разі порушення нормальної експлуатації та під час проектних аварій.

8.2.11. У проекті АС передбачаються засоби контролю і керування процесами полілу ядерного палива, зокрема в підкритичному стані.

8.2.12. У проекті енергоблока АС потрібно передбачити покажчики положення механічних органів впливу на реактивність, автоматичний контроль концентрації розчинного поглинача в теплоносії першого контуру, а також індикатори стану інших засобів впливу на реактивність.

8.3. Перший контур

8.3.1. У проекті АС і в ЗАБ повинна бути обґрунтована надійність систем і елементів першого контуру протягом проектного терміну експлуатації енергоблока з урахуванням можливого погіршення характеристик під впливом ерозії, повзучості, утоми, хімічних впливів, опромінення, старіння, термоциклювання та інших впливів, можливих у процесі нормальної експлуатації, в разі порушення нормальної експлуатації та під час проектних аварій.

8.3.2. Обладнання та трубопроводи першого контуру повинні витримувати без залишкових деформацій і руйнувань:

- статичні й динамічні навантаження, що виникають під час усіх врахованих проектом вихідних подій, охоплюючи раптове введення додатної реактивності (викид органу впливу на реактивність максимальної ефективності, дія зворотних зв'язків, пов'язаних з різким зміненням параметрів активної зони та теплоносія тощо);

- впливи, пов'язані з появою значних градієнтів температур (наприклад, введення холодного теплоносія).

8.3.3. Компонування обладнання та геометрія першого контуру повинні забезпечувати умови розвитку та підтримки природної циркуляції теплоносія, зокрема в разі проектних аварій.

8.3.4. Проектом повинна передбачатися реалізація концепції теча перед руйнуванням для елементів першого контуру, що працюють під тиском. Повинно бути показано, що з урахуванням концепції теча перед руйнуванням імовірність руйнування корпусу реактора не перевищує 10-7 на реактор у рік.

Реалізація концепції теча перед руйнуванням для інших систем, важливих для безпеки, обґрунтовується в проекті.

8.3.5. Трубопроводи першого контуру, для яких не доведена застосовність концепції теча перед руйнуванням, повинні бути обладнані спеціальними пристроями для запобігання неприпустимим переміщенням під час дії на них реактивних зусиль, що виникають у разі розривів. Повинні обґрунтовуватися міцність і ефективність цих пристроїв під час проектних аварій.

8.3.6. Теплообмінне обладнання систем, важливих для безпеки, повинно мати запас теплообмінної поверхні для компенсації погіршення теплопередавальних характеристик у процесі експлуатації.

8.3.7. Елементи першого контуру повинні проектуватися, виготовлятися й розміщуватися з розрахунку можливості їх монтажу й демонтажу, а також їх технічного опосвідчення та випробування.

8.3.8. У проекті АС передбачаються технічні засоби для:

- автоматичного захисту від недопустимого підвищення тиску в першому контурі у процесі нормальної експлуатації, в разі порушення нормальної експлуатації та під час проектних аварій;

- компенсації змінення об'єму теплоносія, обумовленого температурними змінами;

- підживлення теплоносія;

- виявлення місцезнаходження та оцінювання витрати течі теплоносія;

- видалення радіоактивних речовин з теплоносія, зокрема активованих продуктів корозії та поділу;

- відведення тепла активної зони у процесі нормальної експлуатації, в разі порушення нормальної експлуатації та під час проектних аварій;

- охолодження активної зони в разі аварії з течею першого контуру;

- захисту від холодного переопресовування.

8.3.9. У проекті АС повинен передбачатися автоматизований контроль активності теплоносія та виходу радіоактивних речовин за межі герметичного огородження реакторної установки.

8.4 Керування технологічними процесами

8.4.1. Інформаційні та керуючі системи

8.4.1.1. Проектом АС передбачаються інформаційні та керуючі системи (далі — ІКС), що забезпечують виконання, як мінімум, таких функцій:

- контроль нейтронно-фізичних і теплогідравлічних характеристик активної зони реактора, вимірювання та розрахунки розподілу щільності потоку нейтронів і енерговиділення в активній зоні;

- автоматичне та/або дистанційне керування технологічними процесами, системами (елементами);

- автоматичний захист систем (елементів) і енергоблока в цілому;

- надання персоналу інформації про проходження технологічних процесів, про стан систем (елементів), важливих для безпеки;

- автоматичний контроль і оповіщення персоналу (попереджувальна та аварійна сигналізація) у разі перевищення встановлених меж та умов;

- виявлення причин, що призводять до порушень нормальної експлуатації, видача персоналу рекомендацій щодо їх усунення та запобігання аваріям;

- автоматизоване збирання, обробляння, відображення й зберігання інформації про радіаційну обстановку на АС, у санітарно-захисній зоні та зоні спостереження, оповіщення персоналу (попереджувальна та аварійна сигналізація) у разі перевищення встановлених меж;

- збирання, обробляння, відображення, документування та зберігання інформації про стан систем та елементів безпеки класів 1 і 2 в режимах нормальної експлуатації, під час порушень нормальної експлуатації та в разі аварій.

8.4.1.2. Допускається поєднання в одній ІКС функцій нормальної експлуатації та безпеки в разі забезпечення пріоритету функцій безпеки. Відмова функцій нормальної експлуатації не повинна впливати на можливість виконання функцій безпеки.

8.4.1.3. ІКС та їх елементи повинні зберігати здатність до виконання запропонованих функцій у разі зовнішніх і внутрішніх впливів і в стані середовища, які можливі в місцях їх розміщення за нормальної експлуатації, під час порушень нормальної експлуатації та в разі аварій. Елементи ІКС повинні бути несприйнятливими до електричних впливів, змінення параметрів електроживлення та впливів електромагнітних перешкод.

8.4.1.4. Повинен передбачатися автоматичний контроль технічного стану ІКС та їх елементів і оповіщення персоналу про їх відмови. Автоматичний контроль, а також відмови вбудованих засобів діагностування не повинні порушувати працездатність ІКС або призводити до погіршення їх характеристик.

8.4.1.5. У проекті для ІКС повинні бути встановлені:

- кількісні показники надійності виконання функцій;

- вимоги до збереження працездатності в разі можливих відмов елементів;

- характеристики точності вимірювальних каналів, каналів керування і сигналізації;

- вимоги до якості перехідних процесів у замкнутих контурах регулювання.

8.4.1.6. Використовуючи в ІКС програмні засоби для реалізації основних функцій, потрібно:

- застосовувати верифіковане програмне забезпечення;

- передбачити самоконтроль програмного забезпечення для виявлення та усунення причин збоїв під час його застосування;

- передбачити захист від несанкціонованого втручання в роботу програмного забезпечення і від кібернетичних загроз;

- реалізувати заходи щодо захисту від відмов із загальної причини, спричинених дефектами програмного забезпечення.

8.4.1.7. Проектом повинна визначатися можливість продовження роботи енергоблока на потужності в разі порушень працездатності та/або відключення ІКС, важливих для безпеки, допустимі при цьому межі та умови, а також час, протягом якого дозволяється робота в таких умовах.

8.4.1.8. Побудова ІКС нормальної експлуатації, важливих для безпеки, повинна забезпечити їх працездатність у разі одиничних відмов, захист від відмов із загальної причини, мінімізувати можливість видачі хибних команд і прийняття персоналом помилкових рішень.

8.4.1.9. Ефективність, швидкодія й точність виконання запропонованих функцій ІКС нормальної експлуатації повинні бути такими, щоб не перевищувалися встановлені експлуатаційні межі.

8.4.2. Блоковий і резервний щити керування

- 8.4.2.1. Проектом повинен передбачатися блоковий щит керування (далі – БЩК), який призначений для керування енергоблоком оперативним персоналом в режимах нормальної експлуатації, під час порушень нормальної експлуатації та в разі аварій.

8.4.2.2. Системи і елементи БЩК повинні забезпечувати персонал повною, точною, своєчасною, доступною інформацією про стан систем (елементів) енергоблока, зокрема додаткових технічних засобів, і надавати йому потрібні засоби для керуючих дій.

8.4.2.3. У БЩК повинні передбачатися елементи, що виконують функції аварійної та попереджувальної світлової й звукової сигналізації про порушення встановлених меж та умов, порушення фізичних бар'єрів, відмови систем (елементів), які можуть перешкоджати виконанню функцій безпеки.

8.4.2.4. Проектом повинен передбачатися резервний щит керування (далі — РЩК), системи (елементи) якого повинні надавати персоналу можливість переводити й утримувати РУ в підкритичному стані, керувати аварійним відведенням залишкового тепла від ядерного палива, контролювати основні технологічні параметри енергоблока та оцінювати стан систем безпеки та додаткових засобів безпеки.

- 8.4.2.5. Повинні передбачатися системи (елементи), що забезпечують життєдіяльність персоналу БЩК і РЩК в режимах нормальної експлуатації, під час порушень нормальної експлуатації та в разі аварій, зокрема важких.

8.4.2.6. Повинно забезпечуватися незалежне функціонування БЩК і РЩК, а також унеможливлюватися одночасне керування системами (елементами) енергоблока з БЩК і РЩК.

8.5. Інформаційні та керуючі системи безпеки

8.5.1. ІКС безпеки повинні автоматично формувати команди, які ініціюють дії захисних, локалізуючих, забезпечуючих систем (елементів) безпеки, і здійснювати автоматичне керування цими системами (елементами) під час виконання ними функцій безпеки.

8.5.2. Побудова ІКС безпеки має базуватися на принципах і вимогах, викладених у 8.4.1, реалізація яких повинна забезпечити:

- працездатність у разі одиничних відмов;

- захист від відмов із загальної причини;

- незалежність від стану і функціонування систем нормальної експлуатації;

- мінімізацію можливості прийняття персоналом помилкових рішень.

8.5.3. У проекті повинні наводитися:

- перелік умов, за яких ІКС безпеки повинні ініціювати захисні дії та призначення цих дій;

- тривалість затримки під час видачі й тривалість утримання команд ІКС безпеки.

8.5.4. Після видачі команди, яка ініціює дії систем безпеки, не повинно існувати потреби у втручанні персоналу в роботу ІКС безпеки до повного завершення всіх передбачених проектом дій. Видані команди, за винятком тих, тривалість яких безпосередньо вказана у проекті, повинні утримуватися на виходах ІКС безпеки.

Вимкнення ІКС безпеки або блокування персоналом виданих нею команд повинна унеможливлюватися протягом часу, обґрунтованого в проекті.

8.5.5. Відмова в ланцюзі автоматичного керування ІКС безпеки не повинна перешкоджати можливості реалізації ініційованих персоналом дистанційних впливів на керуючі елементи захисних, локалізуючих, забезпечуючих систем (елементів) безпеки.

8.5.6. ІКС безпеки повинна бути спроектована так, щоб розпочата дія доводилася до повного виконання функції. Повернення системи до початкового стану має здійснюватися послідовними діями оператора.

8.5.7. Ефективність, швидкодія й точність виконання запропонованих функцій ІКС безпеки повинні бути такими, щоб не перевищувалися встановлені межі безпечної експлуатації.

8.5.8. Повинна передбачатися періодична перевірка працездатності (випробування) ІКС безпеки, здійснювана операторами з БЩК і РЩК.

8.6. Захисні системи безпеки

8.6.1. У проекті АС передбачаються захисні системи безпеки, що забезпечують надійну аварійну зупинку РУ, підтримку її в підкритичному стані і довготривале відведення залишкових тепловиділень від активної зони в режимі нормальної експлуатації, під час порушень нормальної експлуатації та в разі аварій. Повинні використовуватися принципи, викладені у 8.1.6.

8.6.2. Аварійна зупинка РУ повинна здійснюватися системою безпеки і забезпечуватися незалежно від наявності джерела електропостачання.

У складі захисних систем безпеки потрібно передбачити системи аварійного відведення тепла від реактора, що складаються з кількох незалежних каналів.

8.6.3. Повинні передбачатися заходи, що запобігають виходу РУ в критичний стан і перевищенню допустимого тиску в системах першого контуру під час ввімкнення та роботи системи аварійного відведення тепла.

8.6.4. Спрацювання захисних систем безпеки не повинно призводити до пошкодження обладнання систем нормальної експлуатації. У проекті АС потрібно обґрунтувати допустиму кількість спрацьовувань захисних систем безпеки протягом проектного терміну експлуатації енергоблока.

8.6.5. У проекті АС повинно забезпечуватися надійне зниження тиску першого контуру в разі важкої аварії для унеможливлення відмови корпусу реактора за високого тиску.

8.7. Локалізуючі системи безпеки

8.7.1. У проекті АС передбачаються локалізуючі системи безпеки для утримання в передбачених межах радіоактивних речовин.

8.7.2. Реактор, системи та елементи першого контуру повинні повністю розміщуватися в герметичних приміщеннях для локалізації радіоактивних речовин, що виділяються під час проектних аварій, щоб не перевищувалися встановлені нормативними документами дози опромінення персоналу та населення, а також нормативи щодо виходу радіоактивних речовин у довкілля.

8.7.3. У тих випадках, коли для запобігання підвищенню тиску в герметичних приміщеннях передбачаються системи тепловідведення з активними елементами, має бути кілька незалежних каналів тепловідведення, що забезпечують потрібну ефективність і надійність з урахуванням вимог 8.1.6.

8.7.4. Всі комунікації, через які можливий вихід радіоактивних речовин за межі контуру герметизації, повинні обладнуватися ізолюючими елементами, кількість і розташування яких обґрунтовується в проекті.

8.7.5. Конструкція захисної оболонки, охоплюючи шлюзи, проходки та ізолюючі клапани, повинна враховувати внутрішній надлишковий тиск, розрідження і температури, динамічні впливи (удари предметів, що летять), а також інші можливі впливи, що виникають внаслідок проектних аварій

8.7.6. У проекті повинна обґрунтовуватися величина допустимої негерметичності зони локалізації, наводитися способи досягнення заданого ступеня герметичності, передбачатися методики та технічні засоби її контролю. Неперевищення проектного значення допустимої негерметичності повинно підтверджуватися випробуваннями до завантаження реактора паливом і періодично перевірятися в процесі експлуатації.

Випробування герметичного огородження під час введення в експлуатацію енергоблока проводяться за розрахункового тиску, подальші – за тиску, обґрунтованого в проекті. Обладнання, розташоване всередині зони локалізації, повинно витримувати випробування без втрати працездатності.

8.7.7. Для енергоблоків АС, що проектуються, у проекті локалізуючих систем безпеки повинні бути враховані важкі аварії. Потрібно намагатися унеможливити аварійні послідовності важких аварій, за яких на межі санітарно-захисної зони створюються умови, що вимагають евакуації населення. При цьому в проекті АС передбачаються технічні засоби для утримання та стабілізації пошкодженого ядерного палива в межах захисної оболонки.

8.7.8. Проектом АС потрібно передбачити заходи щодо виявлення й запобігання утворенню вибухонебезпечних концентрацій газів у приміщеннях зони локалізації.

8.7.9. Повинні передбачатися заходи, спрямовані на зменшення впливів на захисну оболонку в разі важких аварій і збереження локалізуючих властивостей захисної оболонки з використанням за потреби додаткових технічних засобів.

8.8. Забезпечуючі системи безпеки

8.8.1. У проекті АС передбачаються забезпечуючі системи безпеки для постачання систем безпеки робочим середовищем, енергією та створення необхідних умов їх функціонування, зокрема передавання тепла кінцевому поглиначу під час проектних аварій. Умови функціонування забезпечуючих систем у разі аварій з множинними відмовами і важких аварій обґрунтовуються в проекті.

8.8.2. Забезпечуючі системи безпеки повинні мати показники надійності, достатні для того, щоб в сукупності з показниками надійності систем безпеки, які вони забезпечують, досягалася потрібна надійність функціонування останніх.

8.8.3. Виконання функцій, передбачених 8.8.1, повинно мати пріоритет над дією внутрішніх захистів елементів забезпечуючих систем безпеки, якщо це не призводить до більш тяжких наслідків для безпеки. Перелік захистів елементів, що не вимикаються для забезпечуючих систем безпеки, має бути обґрунтований в проекті АС.

8.8.4. Побудова забезпечуючих систем безпеки має базуватися на принципах, викладених у 8.1.6.

8.9. Додаткові технічні засоби

8.9.1. Проектом АС передбачаються додаткові технічні засоби для керування аваріями з множинними відмовами та запобігання їх розвиткові у важкі аварії, а також керування важкими аваріями. Слід намагатися максимально можливого використання додаткових технічних засобів керування аваріями, що функціонують на основі природних процесів.

8.9.2. Як додаткові технічні засоби можуть передбачатися стаціонарні або мобільні системи, а також їх поєднання.

8.9.3. Додаткові технічні засоби повинні проектуватися з урахуванням принципів:

– різноманітності;

- фізичного розділення.

Потреба врахування принципу резервування обґрунтовується в проекті. Додаткові технічні засоби мають бути функціонально незалежні від інших систем АС.

8.9.4. З урахуванням додаткових технічних засобів повинно забезпечуватися виконання основних функцій безпеки в разі відмови систем, важливих для безпеки, протягом обґрунтованого часу, але не менше за 72 години. Для енергоблоків АС, що проектуються, тривале виконання основних функцій безпеки має забезпечуватися технічними засобами, передбаченими проектом АС, для діючих енергоблоків АС – реалізацією додаткових компенсуючих заходів.

На майданчику АС повинні забезпечуватися наявність та збереження під час екстремальних впливів потрібної для виконання основних функцій безпеки кількості робочих середовищ, паливно-мастильних матеріалів тощо у разі руйнування зовнішньої інфраструктури АС внаслідок зовнішніх впливів і неможливості доступу на майданчик АС тривалий час (не менше за 14 діб).

8.9.5. Для кожного енергоблока АС передбачаються додаткові технічні засоби, незалежно від наявності таких засобів для інших енергоблоків на майданчику АЕС. Спільне використання додаткових технічних засобів для кількох енергоблоків на майданчику АС допускається за умови обґрунтованості такого рішення в проекті з урахуванням забезпечення можливості виконання функції безпеки для кожного з енергоблоків на майданчику АС в повному обсязі.

8.9.6. Для додаткових технічних засобів у проекті повинні передбачатися засоби аварійного моніторингу, зокрема для контролю параметрів функціонування додаткових засобів.

8.9.7. Для мобільних додаткових технічних засобів повинні передбачатися місця зберігання, що забезпечують їх збереження та працездатність, а також засоби доставки до місця роботи з урахуванням можливого пошкодження під'їзних шляхів внаслідок зовнішнього впливу. 

8.10. Зберігання ядерного палива, радіоактивних відходів та джерел іонізуючих випромінювань на АС

8.10.1. Проектом АС передбачаються системи поводження зі свіжим ядерним паливом, ВЯП і РАВ.

8.10.2. Повинно бути передбачено сховище (склад) свіжих паливних збірок з транспортною інфраструктурою, вантажопідйомними механізмами і стелажами для розміщення паливних збірок.

Конструкція стелажів, геометрія розміщення на них паливних збірок повинні унеможливлювати формування критичних мас, зокрема в разі затоплення сховища. Конструкція сховища повинна витримувати механічні навантаження та інші впливи, що обумовлені внутрішніми й зовнішніми подіями техногенного та природного походження, характерними для майданчика АС.

Сховище повинно бути оснащене технічними засобами контролю щільності потоку нейтронів і дозиметричною апаратурою з видачею світлових і звукових сигналів у разі перевищення встановлених меж.

8.10.3. Проектом енергоблока АС повинні передбачатися сховища ВЯП (басейни витримки, далі — БВ).

Проект БВ має розроблятися відповідно до стратегії глибокоешелонованого захисту. Потрібно унеможливити формування критичних мас у БВ і забезпечити відведення залишкового тепловиділення від ВЯП у процесі нормальної експлуатації, в разі порушень нормальної експлуатації та під час аварій.

Мають бути передбачені системи та елементи аварійного охолодження БВ у разі відмови основної системи охолодження, а також технічні рішення та організаційні заходи, спрямовані на запобігання несанкціонованому спорожненню БВ.

Водно-хімічний режим БВ повинен запобігати корозійному пошкодженню ВЯП.

8.10.4. У басейні витримки ВЯП потрібно забезпечити постійну наявність вільного об'єму для аварійного вивантаження повного паливного завантаження активної зони.

8.10.5. БВ повинні бути оснащені технічними засобами візуального огляду паливних збірок і контролю їх герметичності, а також засобами контролю температури теплоносія, щільності потоку нейтронів, дозиметричного і радіометричного контролю.

8.10.6. Проект автономного сховища ВЯП, якщо таке сховище передбачається на території АС, повинен бути розроблений згідно з принципом глибокоешелонованого захисту.

8.10.7. Проектом АС передбачаються внутрішньостанційні перевезення ядерного палива (свіжого та ВЯП) із застосуванням транспортних засобів, контейнерів та упаковок, виготовлених та сертифікованих відповідно до встановлених вимог.

8.10.8. Проектом повинні передбачатися система поводження з РАВ, зокрема їх збирання, первинну переробка, транспортування, тимчасове зберігання та підготовка до відправки для остаточної утилізації на спеціалізовані підприємства. РАВ повинні передаватися на спеціалізовані підприємства в підготовленій для довгострокового зберігання формі.

Зазначені системи мають охоплювати окремі сховища для твердих і рідких РАВ різного рівня активності.

8.10.9. Сховища для високоактивних рідких і твердих РАВ повинні проектуватися згідно з принципом глибокоешелонованого захисту. Потрібно обґрунтовувати їх безпеку у процесі нормальної експлуатації, в разі порушень нормальної експлуатації та під час аварій.

Приміщення, всередині яких містяться високоактивні матеріали (ВЯП, РАВ), мають бути оснащені вентиляційними установками з фільтрами, що перешкоджають виходу радіоактивних газів і аерозолів за межі захисних бар'єрів. Повинні передбачатися заходи щодо виявлення та запобігання утворенню вибухонебезпечних концентрацій газів.

8.10.10. Проектом АС повинна бути передбачена система обліку та контролю ядерних матеріалів відповідно до вимог національної системи обліку та контролю ядерних матеріалів і гарантій МАГАТЕ, а також система обліку кількості та місцезнаходження РАВ різного агрегатного стану, рівня активності та ізотопного складу.


9. БУДІВНИЦТВО АТОМНИХ СТАНЦІЙ

9.1.1. Будівництво АС може бути розпочато після позитивного висновку за результатами державної експертизи попереднього ЗАБ та інших передбачених законодавством документів і видачі Держатомрегулюванням ліцензії на будівництво.

9.1.2. Будівництво АС має здійснюватися відповідно до затвердженого проекту. Зміни проекту, що впливають на безпеку АС, повинні бути обґрунтовані ЕО. Реалізація змін допускається після отримання дозволу Держатомрегулювання.

9.1.3. ЕО після завершення будівництва повинна сформувати пакет виконавчої документації, оформленої відповідно до встановлених вимог.


10. ВВЕДЕННЯ В ЕКСПЛУАТАЦІЮ ТА ЕКСПЛУАТАЦІЯ АТОМНОЇ СТАНЦІЇ

10.1. Введення в експлуатацію

10.1.1. ЕО повинна розробити і подати на розгляд до Держатомрегулювання програму введення АС (енергоблока АС) в експлуатацію. Програма має визначати етапи введення в експлуатацію, а також містити перелік робіт і випробувань, потрібних для підтвердження того, що АС (енергоблок АС) побудований і може експлуатуватися відповідно до встановлених меж та умов.

Роботи з введення в експлуатацію можуть бути розпочаті після позитивного висновку державної експертизи остаточного ЗАБ та отримання дозволу Держатомрегулювання.

На проведення кожного етапу введення АС (енергоблока АС) в експлуатацію Держатомрегулюванням видається дозвіл на підставі позитивних результатів перевірки готовності АС (енергоблока АС) до здійснення відповідного етапу введення в експлуатацію та за згодою інших органів державного нагляду.

10.1.2. ЕО до початку робіт з введення в експлуатацію повинна закінчити розробку і введення в дію експлуатаційних інструкцій та процедур по системах і елементах, на яких починаються роботи із введення їх в експлуатацію.

ЕО повинна розробити на час введення в експлуатацію додаткові заходи ядерної та радіаційної безпеки, охорони праці, пожежної безпеки та запобігання порушенням нормальної експлуатації і аварій, для компенсації ризиків, властивих періоду введення АС (енергоблока АС) в експлуатацію, і провести спеціальні інструктажі персоналу з цих питань.

10.1.3. ЕО, до прийому на АС ядерного палива, повинна ввести на території складу свіжого палива і транспортних комунікаціях підвозу ядерного палива режим, що відповідає вимогам нормальної експлуатації, а також встановленим вимогам фізичного захисту ядерних матеріалів.

10.1.4. ЕО, до подачі ядерного палива в приміщення споруджуваного енергоблока, повинна встановити на споруджуваному енергоблоці режим нормальної експлуатації і виконати заходи з фізичного захисту. З моменту подачі ядерного палива всі роботи на споруджуваному енергоблоці повинні проводитися за нарядами і допусками відповідно до правил безпеки експлуатації.

10.1.5. ЕО повинна розробити і впровадити спеціальні заходи, що унеможливлюють негативний вплив енергоблока, який вводиться в експлуатацію, на безпеку діючих енергоблоків АС, і запобігають негативному впливові діючих енергоблоків на безпеку енергоблока, що вводиться в експлуатацію.

10.1.6. До подавання напруги на власні потреби для проведення передпускових налагоджувальних робіт мають бути введені в роботу в режимі дистанційного керування системи протипожежного захисту. До початку фізичного пуску ці системи повинні бути переведені в автоматичний режим.

10.1.7. Експлуатаційний персонал до початку робіт з введення АС (енергоблока АС) в експлуатацію повинен пройти перевірку знань і бути допущеним до самостійної роботи, а також проінструктованим щодо особливостей експлуатації систем (елементів) і про додаткові ризики, властиві введенню енергоблока в експлуатацію.

10.1.8. Результати робіт і випробувань, виконаних під час введення в експлуатацію, повинні бути проаналізовані, задокументовані та використані для уточнення меж і умов нормальної експлуатації та безпечної експлуатації, а також для коригування ЗАБ, експлуатаційних інструкцій і процедур.

10.1.9. ЕО повинна передбачити в процесі розробки програми введення в експлуатацію закінчення введення в роботу в проектному обсязі систем радіаційного контролю, охоплюючи індивідуальний дозиметричний контроль, санітарний пропускник, контроль у санітарно-захисній зоні та зоні спостереження до початку робіт, які можуть призвести до перевищення меж радіаційного впливу.

10.1.10. ЕО до завезення ядерного палива на АС повинна закінчити введення в експлуатацію в проектному обсязі захисні укриття для персоналу, внутрішній і зовнішній кризові центри, розробити і ввести в дію експлуатаційні інструкції та процедури щодо дій в умовах аварії, а також провести відповідні тренування та навчання.

10.1.11. ЕО повинна розробити та реалізувати Регламент радіаційного контролю та Програму підвищення радіаційної безпеки, спрямовані на постійну мінімізацію індивідуальних і колективних доз опромінення персоналу, аналіз радіоактивних викидів і скидів для підтвердження того, що радіаційний вплив на населення не перевищує встановлених меж і підтримується на розумно досяжному низькому рівні.

Регламент радіаційного контролю та Програма підвищення радіаційної безпеки повинні бути схвалені Держатомрегулюванням.

10.2 Експлуатаційний персонал

10.2.1. ЕО повинна розробити і впровадити систему набору, підготовки, підтримання та підвищення кваліфікації персоналу з використанням навчально-тренувальних центрів (далі — НТЦ), оснащених технічними засобами навчання, зокрема повномасштабними тренажерами.

ЕО повинна встановити вимоги до кваліфікації персоналу залежно від ступеня його відповідальності за безпеку, а також розробити графіки його комплектування та підготовки.

10.2.2. ЕО в процесі підготовки та підвищення кваліфікації оперативного персоналу особливу увагу повинна приділяти придбанню практичних навичок керування РУ, енергоблоком і АС в цілому та відпрацюванню його дій під час порушень нормальної експлуатації та аварій. Підготовка персоналу повинна здійснюватися з урахуванням досвіду експлуатації вітчизняних та зарубіжних АС і забезпечувати розуміння персоналом наслідків можливих його помилок для безпеки.

10.2.3. У всіх режимах експлуатації на БЩК повинно перебувати не менше двох операторів, що мають право безпосереднього керування РУ. За потреби аналогічні вимоги мають поширюватися і на інші пункти керування АС.

10.3. Експлуатаційна документація

10.3.1. ЕО повинна розробити і ввести в дію експлуатаційні інструкції та процедури, в числі яких має бути Технологічний регламент безпечної експлуатації (далі — ТРБЕ).

ЕО має розробити переліки експлуатаційної документації та процедур, якими повинні бути забезпечені робочі місця персоналу.

10.3.2. ТРБЕ є основним документом, який визначає порядок, межі та умови і основні прийоми безпечної експлуатації АС. ТРБЕ розробляє й затверджує ЕО на підставі проекту АС та технічної документації постачальників систем (елементів). ТРБЕ і зміни, що вносяться до нього, повинні бути схвалені Держатомрегулюванням.

10.3.3. Експлуатаційні інструкції та процедури повинні містити технічні характеристики, межі та умови нормальної експлуатації, межі та умови безпечної експлуатації, а також вказівки щодо дій персоналу і разі порушень нормальної експлуатації та аварій.

10.3.4. Експлуатаційні інструкції та процедури повинні коригуватися на підставі досвіду експлуатації АС, а також після модернізації (реконструкції) систем (елементів), важливих для безпеки.

10.3.5. ЕО повинна розробити і реалізувати порядок ведення, перегляду та зберігання експлуатаційних інструкцій і процедур. Акти випробувань і перевірок систем (елементів), важливих для безпеки, документація з їх технічного обслуговування, ремонту і модернізації (реконструкції) повинні зберігатися протягом усього життєвого циклу АС.

10.4. Технічне обслуговування, ремонт та випробування

10.4.1. ЕО повинна планувати і здійснювати на всіх етапах життєвого циклу АС технічне обслуговування та ремонт, випробування, контроль стану та калібрування систем (елементів), важливих для безпеки.

Повинен виконануватися контроль вихідного стану основного металу та зварних з'єднань систем і елементів, важливих для безпеки, з метою використання даних цього контролю як бази для оцінювання старіння основного металу та зварних з'єднань у процесі експлуатації.

ЕО повинна створити та реалізувати систему обліку й зберігання документації, що містить інформацію про технічне обслуговування і ремонти систем (елементів), результати перевірок і випробувань обладнання та систем, важливих для безпеки, а також про результати контролю металу.

10.4.2. Проектом АС (енергоблока АС) повинні визначатися умови, періодичність та допустимий час виведення для ремонту, технічного обслуговування та випробувань систем (елементів), важливих для безпеки.

10.4.3. Системи (елементи) АС, важливі для безпеки, повинні проходити пряму і повну перевірку на працездатність і відповідність встановленим вимогам під час введення в експлуатацію і після технічного обслуговування та ремонту. У разі неможливості проведення прямої або повної перевірки повинна обґрунтовуватися достатність непрямої або часткової перевірки та встановлюватися порядок їх проведення.

10.4.4. У разі незадовільних результатів випробувань, а також на вимогу Держатомрегулювання повинні проводитися позачергові випробування систем (елементів), важливих для безпеки.

10.4.5. Випробування систем (елементів), важливих для безпеки, непередбачені експлуатаційними інструкціями та процедурами, повинні проводитися за програмами і методиками, що містять заходи забезпечення безпеки. Зазначені програми та методики мають бути розроблені ЕО і схвалені Держатомрегулюванням.

10.5.  Розслідування та облік порушень

10.5.1. ЕО розробляє порядок і несе відповідальність за повноту і якість розслідування порушень нормальної експлуатації та аварій. Повинні бути встановлені корінні причини їх виникнення, розроблені та реалізовані заходи щодо їх недопущення в майбутньому.

ЕО несе відповідальність за повноту та якість розслідувань, достовірність і своєчасність доведення результатів розслідування до Держатомрегулювання.

10.5.2. Особлива увага повинна приділятися порушенням, які можуть призвести до аварії. Інформація про такі порушення та вжиті заходи щодо їх усунення та профілактики повинна в обов'язковому порядку поширюватися серед персоналу АС і ЕО, а також передаватися організаціям, що причетні до даного порушення.

10.5.3. ЕО повинна встановити порядок зберігання матеріалів розслідування та обліку порушень у роботі АС. Зазначені матеріали зберігаються протягом усього терміну її експлуатації.

10.6. Керування старінням

10.6.1. ЕО повинна розробити й реалізувати програму керування старінням з метою підтримки в установлених межах характеристик систем (елементів), важливих для безпеки, забезпечення їх працездатності та надійності відповідно до встановлених вимог. Перелік конструкцій, систем та елементів, що підлягають керуванню старінням, визначається ЕО на підставі узгоджених з Держатомрегулюванням критеріїв вибору. Даний перелік має бути схвалений Держатомрегулюванням.

10.6.2. ЕО повинна систематично здійснювати аналіз ресурсу і показників надійності систем (елементів), внесених до програми керування старінням. Залежно від результатів аналізу повинні прийматися рішення про продовження терміну їх експлуатації, відновлення ресурсу або заміну.

10.6.3. ЕО повинна досліджувати здатність систем (елементів), важливих для безпеки, виконувати покладені на них функції безпеки протягом строку експлуатації енергоблока з урахуванням старіння та деградації. Результати таких досліджень повинні використовуватися під час переоцінки безпеки АС. Розробка та впровадження програми керування старінням є обов'язковою умовою проведення періодичної переоцінки безпеки енергоблока.

10.7. Кваліфікація обладнання

10.7.1. При проектуванні АС повинно використовуватися обладнання, що пройшло кваліфікацію на виконання функцій безпеки протягом строку експлуатації в умовах зміни довкілля (вібрація, температура, тиск, ударна сила струменя, вологість, радіація, сейсмічні дії тощо), зокрема при аваріях.

Для обладнання, задіяного в керуванні важкими аваріями, повинна бути обґрунтована можливість виконання покладених на нього функцій в умовах, що виникають під час важких аварій.

10.7.2. Для діючих енергоблоків, під час проектування яких кваліфікація обладнання не проводилася, ЕО зобов'язана організувати і виконати роботи з кваліфікації обладнання.

10.8. Довгострокова експлуатація

10.8.1. У разі прийняття рішення про експлуатацію енергоблока в понадпроектний період, ЕО не пізніше ніж за три роки до закінчення строку експлуатації подає до Держатомрегулювання заяву про намір довгострокової експлуатації енергоблока. До заяви додається програма робіт з підготовки енергоблока до довгострокової безпечної експлуатації, в якій визначено обсяг, порядок і строки виконання відповідних організаційно-технічних заходів.

10.8.2. Не пізніше ніж за рік до закінчення строку експлуатації, ЕО направляє до Держатомрегулювання звіт про періодичну переоцінку безпеки, який обґрунтовує можливість довгострокової безпечної експлуатації енергоблока в понадпроектний період. За результатами переоцінки безпеки енергоблока визначаються строк, режими й умови його подальшої експлуатації.

10.8.3. Рішення про можливість довгострокової експлуатації енергоблока АС може бути прийнято Держатомрегулюванням на підставі результатів переоцінки його безпеки. Однією з умов довгострокової експлуатації у понадпроектний період є виконання цільових критеріїв безпеки для діючих енергоблоків АС.

10.8.4. Необхідною умовою отримання дозволу на продовження строку експлуатації конструкцій, систем та елементів є виконання ЕО заходів з підвищення безпеки, з відновлення їх ресурсу або підтвердження їх функціональних і надійнісних характеристик за результатами спеціального обстеження та оцінки технічного стану.

10.9. Керування аваріями

10.9.1. ЕО у складі експлуатаційних інструкцій і процедур, на підставі ЗАБ, повинна розробити й затвердити спеціальні експлуатаційні інструкції та керівництва, що визначають дії персоналу в разі аварій, зокрема з множинними відмовами і важких аварій.

10.9.2. Зазначені інструкції та керівництва повинні ґрунтуватися на подіях та/або станах енергоблока, очікуваних у процесі розвитку перехідних процесів, аварійних ситуацій і аварій. Інструкції та керівництва враховують усі місця розміщення палива та всі режими експлуатації енергоблока, охоплюючи роботу на номінальному і зниженому рівнях потужності, режими зупину.

Протиаварійні інструкції та керівництва повинні враховувати можливість виникнення аварії на кількох енергоблоках на майданчику АС.

10.9.3. Протиаварійні інструкції та керівництва повинні бути обґрунтовані розрахунковим шляхом, верифіковані та валідовані з метою підтвердження їх правильності та ефективності. Валідація протиаварійних інструкцій та керівництв повинна проводитися за допомогою повномасштабних тренажерів. Для валідації керівництв з керування важкими аваріями та проведення тренувань по діях персоналу після важкого пошкодження палива допускається використовувати інші методи (наприклад, експертний, розрахунково-аналітичний).

10.9.4. З метою вироблення практичних навичок щодо дій персоналу в разі аварій потрібно періодично проводити відповідні тренування на повномасштабних тренажерах. Тематика і частота подібних тренувань, категорії персоналу, що залучається до них, визначаються ЕО у вигляді спеціального положення про протиаварійні тренування.

10.9.5. Для виконання протиаварійних інструкцій та керівництв на АС має бути встановлено адекватне обладнання, засоби зв'язку, контролю та діагностики, потрібні для отримання оператором повної та достовірної інформації для ефективного керування обладнанням енергоблока.

10.9.6. ЕО на випадок важкої аварії повинна розробити програму підготовки й заміни, в разі потреби, персоналу аварійної АС, зокрема й керівного складу. Порядок підміни керівного персоналу й оперативного персоналу аварійної АС має відпрацьовуватися на тренуваннях та навчаннях.

Проектом АС на випадок важкої аварії повинна бути розроблена ІКС з метою моніторингу важливих для безпеки параметрів енергоблока та АС, охоплюючи засоби моніторингу та прогнозування радіаційної обстановки в приміщеннях АС, у санітарно-захисній зоні та зоні спостереження.

Елементи ІКС для важкої аварії мають бути кваліфіковані на умови довкілля, в яких вони мають виконувати встановлені проектом функції.

10.10.  Фізичний захист

10.10.1. ЕО повинна передбачити систему фізичного захисту АС на всіх етапах її життєвого циклу з метою унеможливлення несанкціонованого доступу в зони обмеження доступу і в життєво важливі місця, запобігання диверсій, крадіжок чи якогось іншого незаконного вилучення ядерного матеріалу, інших радіоактивних матеріалів.

10.10.2. Проектом АС має бути передбачено виконання заходів фізичного захисту відповідно до законодавства України, чинних правил фізичного захисту ядерних установок та ядерних матеріалів.

10.10.3. Проектом АС повинна передбачатися автономність і незалежність системи фізичного захисту АС від інших систем АС. Заходи фізичного захисту не повинні перешкоджати реалізації дій, спрямованих на забезпечення безпеки АС, особливо в умовах пожеж та аварій. Повинна бути передбачена архівація даних фізичного захисту та їх збереження відповідно до встановлених вимог.

10.11. Пожежна безпека

10.11.1. Проектом АС повинна бути передбачена система пожежної безпеки АС, заснована на стратегії глибокоешелонованого протипожежного захисту. Заходи пожежної безпеки повинні бути спрямовані на запобігання, виявлення, локалізацію та ліквідацію пожеж. У проекті в максимальній мірі повинні бути використані негорючі матеріали і матеріали, які не підтримують горіння, вогнезахисні покриття, негорючі мастильні та охолоджуючі речовини, випробувані та сертифіковані в установленому порядку.

Система пожежної безпеки АС повинна залишатися в роботі протягом всього життєвого циклу АС.

10.11.2. Проектом АС (енергоблока АС) повинні бути передбачені автоматична система виявлення, оповіщення та гасіння пожеж, а також протидимовий захист приміщень, що має обмеження по зв'язку з довкіллям.

Проектом повинні бути враховані особливості гасіння пожеж у приміщеннях і системах, які перебувають у складних радіаційних умовах і містять устаткування під напругою.

10.11.3. ЕО повинна розробити і реалізувати програму протипожежного захисту, пріоритет в якій повинен бути наданий заходам профілактики займань і пожеж та їх запобіганню.

Особлива увага повинна приділятися протипожежному захисту систем та елементів, важливих для безпеки, і заходам, спрямованим на унеможливлення в разі пожеж відмов систем (елементів), важливих для безпеки, із загальної причини.

10.11.4. ЕО повинна передбачити організацію поблизу кожної АС пожежних підрозділів національної системи боротьби з надзвичайними ситуаціями, які мають бути обладнані технікою та засобами гасіння пожеж, а також навчальними класами, тренувальними полігонами, засобами зв'язку (стаціонарного і мобільного). Підрозділи протипожежного захисту мають бути укомплектовані технікою, засобами і персоналом до початку будівництва основних об'єктів АС.

10.11.5. ЕО повинна організувати і контролювати проведення на кожній АС протипожежних тренувань і навчань у взаємодії з підрозділами пожежних частин. Частота і тематика протипожежних тренувань повинні узгоджуватися з органом державного пожежного нагляду.

10.12.  Модернізація АС

10.12.1. ЕО повинна здійснювати на основі досвіду експлуатації та в разі отримання нових наукових даних та інженерних розробок модернізацію (модифікацію, реконструкцію) систем і елементів АС з метою підвищення її безпеки та поліпшення показників експлуатації.

10.12.2. ЕО, до здійснення модернізації (модифікації, реконструкції) систем і елементів, важливих для безпеки, повинна виконати аналіз впливу планованої модернізації (модифікації, реконструкції) на безпеку АС.

Обґрунтування безпеки планованої модернізації (модифікації, реконструкції) має бути направлено до Держатомрегулювання для експертизи та отримання дозволу на виконання робіт.

10.12.3. ЕО в процесі виконання робіт з модернізації (модифікації, реконструкції) систем і елементів, важливих для безпеки, повинна виконати необхідні випробування та перевірки, внести відповідні зміни до документації, що відображає конфігурацію АС, а також до документації системи підготовки та підвищення кваліфікації персоналу.

10.13. Аварійна готовність та реагування

10.13.1. ЕО повинна забезпечити планування і постійну готовність до ефективного реагування та реалізації захисних заходів у разі аварій, охоплюючи організацію дозиметричного і радіометричного контролю та радіаційної обстановки на АС, у санітарно-захисній зоні та зоні спостереження, прогнозування її зміни з урахуванням метеорологічних умов.

Планами аварійної готовності має бути передбачено взаємодію з організаціями, які беруть участь в аварійному реагуванні за межами майданчика АС з метою захисту населення і довкілля.

10.13.2. ЕО повинна розробити аварійний план, який потрібно узгодити із зацікавленими організаціями, та затвердити відповідно до вимог законодавства України. План повинен бути розроблений на основі вихідних даних, представлених у проекті АС і ЗАБ, і скоординований з планами аварійного реагування організацій, відповідальних за захист населення та довкілля. Аварійний план повинен коригуватися й переглядатися в установлені терміни, а також в разі отримання інформації, що спричинює необхідність уточнення плану.

10.13.3. ЕО повинна розробити і реалізувати програми протиаварійних навчань для відпрацювання дій у разі аварій. За результатами проведення протиаварійних навчань має проводитися оцінка їх результатів, на підставі яких потрібно розробляти заходи, спрямовані на усунення виявлених недоліків та вдосконалення рівня аварійної готовності.

ЕО повинна планувати й проводити спільні протиаварійні навчання з організаціями, відповідальними за захист населення та довкілля.

10.13.4. Внутрішній (на майданчику АС) і зовнішній (у зоні спостереження АС) кризові центри повинні бути введені в експлуатацію до початку фізичного пуску першого енергоблока АС.

Кризові центри повинні бути забезпечені надійною інформацією про стан АС та радіаційної обстановки на АС, у санітарно-захисній зоні та зоні спостереження, а також дубльованими засобами зв'язку.

Кризові центри повинні бути забезпечені документацією, що відображає фактичну конфігурацію АС, експлуатаційними інструкціями та процедурами, а також приладами, матеріалами, засобами індивідуального захисту, індивідуальними дозиметрами відповідно до аварійного плану.

10.13.5. Проектом АС передбачаються захисні споруди для укриття персоналу та інших осіб, які можуть перебувати на майданчику АС під час аварії.


11. ЗНЯТТЯ З ЕКСПЛУАТАЦІЇ

 

11.1. ЕО повинна розробити і не пізніше, ніж за півтора роки до закінчення встановленого строку експлуатації енергоблока АС, затвердити проект обґрунтування безпеки його зняття з експлуатації. Проект повинен містити послідовність виконуваних робіт, їх склад і тривалість, дані про кінцевий стан систем і елементів енергоблока, а також майданчика АС, якщо знімається з експлуатації АС в цілому.

11.2. У проекті зняття з експлуатації повинні бути встановлені цілі зняття з експлуатації (повне або часткове звільнення від регулюючого контролю), а також критерії досягнення встановлених цілей.

Проектом зняття АС (енергоблока АС) з експлуатації повинні передбачатися заходи, що забезпечують надійність виконання системами (елементами) проектних функцій протягом усього процесу зняття АС (енергоблока АС) з експлуатації.

11.3. ЕО до розробки проекту зняття з експлуатації повинна провести комплексне інженерне та радіаційне обстеження АС (енергоблока АС) з метою визначення стану систем (елементів), оцінки їх радіоактивного забруднення, уточнення обсягів накопичених під час експлуатації радіоактивних матеріалів і відходів.

11.4. Проектом зняття з експлуатації повинні бути визначені заходи безпеки поводження з ядерним паливом, РАВ та іншими небезпечними відходами і матеріалами, а також заходи радіаційного захисту персоналу, населення і довкілля.

11.5. Роботи по видаленню ядерного палива з енергоблока АС, що знімається з експлуатації, повинні виконуватися в рамках діючої ліцензії на експлуатацію цього енергоблока.

11.6. Роботи по зняттю АС (енергоблока АС) з експлуатації можуть бути розпочаті після позитивного висновку державної експертизи звіту з аналізу безпеки та видачі ліцензії Держатомрегулюванням.

 

Директор Департаменту 



Додаток 1 до Загальних вимог безпеки атомних станцій


 

РІВНІ ГЛИБОКОЕШЕЛОНОВАНОГО ЗАХИСТУ

 

 

Рівень

 

Основна мета

Основні заходи досягнення цілі

Радіологічні наслідки

Стан АС

1

Запобігання порушенням нормальної експлуатації

Консервативний проект, висока якість, висока кваліфікація персоналу

Відсутні

за межами майданчика

Нормальна експлуатація

2

Забезпечення безпеки під час порушень нормальної експлуатації, запобігання аварій

Системи нормальної експлуатації, засоби діагностики і контролю

Відсутні

за межами майданчика

Порушення нормальної експлуатації

3

Керування аваріями

без пошкодження ядерного палива

Системи безпеки

Не потрібні спеціальні заходи за межами СЗЗ

Постульовані вихідні події з урахуванням принципу одиничної відмови

Запобігання аваріям

з пошкодженням ядерного палива

Додаткові технічні засоби керування аваріями

Не потрібні спеціальні заходи за межами СЗЗ

Вихідні події з множинними відмовами

4

Керування важкими аваріями

Додаткові технічні засоби керування аваріями

Можуть бути потрібні захисні заходи

Важкі аварії

5

Обмеження наслідків важких аварій

Аварійна готовність

та реагування

Потрібні захисні заходи

Важкі аварії





Додаток 2 до Загальних вимог безпеки атомних станцій

 

 

КЛАСИФІКАЦІЯ СИСТЕМ І ЕЛЕМЕНТІВ


1.1. Системи та елементи АС розрізняються за:

- призначенням;

- впливом на безпеку;

- характером функцій безпеки, що ними виконуються.

1.2. Системи та елементи АС за призначенням поділяються на:

- системи та елементи нормальної експлуатації;

- системи та елементи безпеки.

1.3. Системи та елементи АС за впливом на безпеку поділяються на:

- системи та елементи, важливі для безпеки;

- системи та елементи, які не впливають на безпеку.

1.4. Системи та елементи безпеки за характером функцій безпеки, що ними виконуються, поділяються на:

- захисні;

- локалізуючі;

- забезпечуючі;

- керуючі.

1.5. Елементи АС за впливом на безпеку поділяються на чотири класи:

Клас 1. До нього належать твели і елементи АС, відмови яких є вихідними подіями, що призводять у процесі проектного функціонування систем безпеки до пошкодження тепловидільних елементів з перевищенням встановлених для проектних аварій меж.

Клас 2. До нього належать:

- елементи, відмови яких є вихідними подіями, що призводять до пошкодження тепловидільних елементів в межах, встановлених для проектних аварій, у процесі проектного функціонування систем безпеки з урахуванням нормованої для проектних аварій кількості відмов у них;

- елементи систем безпеки, відмови яких призводять до невиконання цими системами своїх функцій.

Клас 3. До нього належать:

- елементи систем, важливих для безпеки, що не увійшли до класів 1 і 2;

- елементи, що виконують функції радіаційного захисту персоналу та населення.

Клас 4. До нього належать елементи нормальної експлуатації АС, які не впливають на безпеку і не ввійшли до класів 1, 2, 3.

1.6. Стаціонарні додаткові технічні засоби керування аваріями та їх елементи належать до класу 3. Мобільні додаткові технічні засоби належать до класу 4 з підвищеними вимогами щодо урахування екстремальних техногенних та природних впливів і умов довкілля під час аварій.

1.7. Якщо будь-який елемент одночасно містить ознаки різних класів, то його потрібно віднести до більш високого класу безпеки.

1.8. Елементи, що з'єднують елементи різних класів, повинні бути віднесені до більш високого класу із збереженням незмінним класу елемента, що до нього примикає.

1.9. Клас безпеки є обов'язковою ознакою під час формування інших класифікацій елементів АС, що встановлюються в нормативних документах.

У нормах і правилах, що стосуються окремих видів систем та елементів, можуть вводитися уточнення та деталізація класифікаційних критеріїв, що не суперечать принципам класифікації, встановленим у цьому документі.

Елементи АС можуть класифікуватися також за іншими ознаками, які встановлюються у відповідних нормах і правилах.

1.10. Належність елементів АС до класів безпеки встановлюється в проекті АС і ЗАБ енергоблока.

1.11. Вимоги до якості виготовлення та надійності в процесі експлуатації елементів, віднесених до класів 1 і 2, а також до їх контролю, встановлюються у відповідних нормах і правилах з ядерної та радіаційної безпеки. Для класу 3 вимоги норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки враховуються в межах дії цих правил, в інших випадках можуть використовуватися загальнопромислові норми і правила. При цьому більш високому класу безпеки повинні висуватися більш високі вимоги до якості та надійності.

До систем (елементів), віднесених до класу безпеки 4, висуваються загальнопромислові вимоги, крім випадків, коли обґрунтовано, що на ці системи (елементи) слід поширити вимоги норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки.

1.12. Належність систем (елементів) до класів 1, 2 і 3 та поширення на них норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки повинні вказуватися в документації на їх проектування, виготовлення, поставку та монтаж.

1.13. Класифікаційне позначення відображає належність елемента до класу безпеки і доповнюється символом, що відображає призначення елемента:

Н – елементи нормальної експлуатації;

З – захисні елементи систем безпеки;

Л – локалізуючі елементи систем безпеки;

Зб – забезпечуючі елементи систем безпеки;

К – керуючі елементи систем безпеки;

Д – додаткові технічні засоби для керування аваріями з множинними відмовами та запобігання їх розвиткові у важкі аварії, а також керування важкими аваріями.

Якщо елемент має кілька призначень, то всі вони входять до його класифікаційне позначення.


Директор Департаменту


 


Outdated Browser
Для комфортної роботи в Мережі потрібен сучасний браузер. Тут можна знайти останні версії.
Outdated Browser
Цей сайт призначений для комп'ютерів, але
ви можете вільно користуватися ним.
67.15%
людей використовує
цей браузер
Google Chrome
Доступно для
  • Windows
  • Mac OS
  • Linux
9.6%
людей використовує
цей браузер
Mozilla Firefox
Доступно для
  • Windows
  • Mac OS
  • Linux
4.5%
людей використовує
цей браузер
Microsoft Edge
Доступно для
  • Windows
  • Mac OS
  • Linux
3.15%
людей використовує
цей браузер
Доступно для
  • Windows
  • Mac OS
  • Linux